原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
失水事故(LOCA)中锆合金包壳会脆化,脆化的包壳在事故进程或事故后续处理中易发生破裂,造成放射性产物泄漏.本文研究LOCA发生后,经1200℃高温蒸汽氧化的国产Zirlo合金包壳管从1200℃冷却至800℃过程中,冷却速率分别约为400、13.3、4和2℃/s时的残余塑性.结果表明:随冷却速率的降低,Zirlo合金的残余塑性增加.金相、EPM A等微观分析结果表明:随冷却速率的降低,prior-β相氧含量降低;Nb、Fe发生明显的重新排布,使得prior-β相针状组织晶粒细化.残余塑性的增加是上述两个因素共同作用的结果.
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关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 冷却速率对国产Zirlo合金LOCA后残余塑性的影响
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 锆合金 失水事故 残余塑性 prior-β相
年,卷(期) 2019,(7) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1310-1316
页数 7页 分类号 TG172.5
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2018.youxian.0647
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 王辉 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 47 40 3.0 4.0
2 杨明馨 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 6 2 1.0 1.0
3 高阳 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 2 1 1.0 1.0
4 胡勇 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 7 5 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
锆合金
失水事故
残余塑性
prior-β相
研究起点
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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27955
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