原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
针对反应堆用国产ZIRLO合金,采用内加热方式在346.7℃ 、15.5 MPa、含650 mg/L硼和3.5 mg/L锂溶液的条件下开展腐蚀模拟实验.利用光学显微镜、透射电子显微镜、惰性气体脉冲熔融红外吸收等方法,对腐蚀时间为2、18、250 d的氧化膜进行表征.结果表明:国产ZIRLO合金腐蚀氧化膜的主要晶体结构是柱状晶和等轴晶,随着腐蚀时间的增加,氧化膜外层柱状晶逐渐向等轴晶转变,导致晶界密度增大,氧的扩散通道增多;第二相颗粒以含N b和含Fe、N b为主,呈椭球形;氧化膜中的第二相颗粒未发生氧化;氧化膜中的孔隙和微裂纹随着腐蚀时间的增加而增加,主要位于氧化膜中拉应力集中区域;随着腐蚀时间的增加,锆基体中氢含量从10 ppm增至80 ppm,氢化物尺寸从几十μm增大至几百μm,呈周向分布.
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文献信息
篇名 国产ZIRLO合金动态水腐蚀氧化膜微观研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 国产ZIRLO合金 腐蚀 氧化膜 微观结构
年,卷(期) 2020,(12) 所属期刊栏目 技术及应用
研究方向 页码范围 2461-2468
页数 8页 分类号 TL341
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2020.youxian.0294
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国产ZIRLO合金
腐蚀
氧化膜
微观结构
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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