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冷却速率对国产Zirlo合金LOCA后残余塑性的影响
冷却速率对国产Zirlo合金LOCA后残余塑性的影响
作者:
杨明馨
王辉
胡勇
高阳
原文服务方:
原子能科学技术
锆合金
失水事故
残余塑性
prior-β相
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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金属材料
锆合金
冷却速率
物相转变
拉伸性能
内容分析
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版权信息
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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
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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
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
主办单位:
中国原子能科学研究院
出版周期:
月刊
ISSN:
1000-6931
CN:
11-2044/TL
开本:
大16开
出版地:
北京275信箱65分箱
邮发代号:
创刊时间:
1959-01-01
语种:
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
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