期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到3篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
冷却速率对锆合金氢化物析出的影响
1
作者 公维佳 梁森茂 +4 位作者 张敬翊 李时磊 孙勇 李中奎 李金山 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1155-1164,共10页
氢化物是影响核燃料固有性能与核结构材料服役安全的关键问题,而冷却速率显著影响氢化物的宏观形貌和微观特性。本工作借助OM、BSE-SEM以及EBSD等表征手段,对不同冷却条件下析出的锆氢化物进行了系统研究。实验结果发现,fcc结构δ相是... 氢化物是影响核燃料固有性能与核结构材料服役安全的关键问题,而冷却速率显著影响氢化物的宏观形貌和微观特性。本工作借助OM、BSE-SEM以及EBSD等表征手段,对不同冷却条件下析出的锆氢化物进行了系统研究。实验结果发现,fcc结构δ相是锆合金中形成的主要氢化物结构,其在锆合金板材轧向与横向平面内呈条状分布,随冷却速率提高,亚稳态面心四方(fct)结构γ氢化物数量明显增多。2种结构的氢化物在α-Zr母体晶粒内取向一致,与基体保持{0001}//{111}、<11-20>//<110>取向关系。证实氢化物尖端的强应变能够诱导新的纳米氢化物优先在已有氢化物尖端位置形核、生长,然后通过氢化物堆垛、排列构成条状氢化物。此外,锆合金中Zr(Fe,Cr)_(2)第二相粒子作为微区氢陷阱与形核位点,对氢化物条状形貌的形成具有促进作用。 展开更多
关键词 锆合金 氢化物 冷却速率 微观形貌 析出应变
原文传递
Zr-1.0Ti-0.35Nb合金热变形行为研究
2
作者 公维佳 陈吉昌 +3 位作者 张敬翊 陈兆奎 李中奎 李金山 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1608-1615,共8页
乏燃料后处理强酸、强氧化性、强放射性的工作环境,对后处理溶解器选材、加工工艺提出了严苛要求。本工作研究了自主设计Zr-1.0Ti-0.35Nb合金在670~750℃温度范围、3种不同应变速率0.01、0.1和1 s^(-1)条件下的热压缩变形行为,分析了热... 乏燃料后处理强酸、强氧化性、强放射性的工作环境,对后处理溶解器选材、加工工艺提出了严苛要求。本工作研究了自主设计Zr-1.0Ti-0.35Nb合金在670~750℃温度范围、3种不同应变速率0.01、0.1和1 s^(-1)条件下的热压缩变形行为,分析了热压缩过程中该合金的微观组织特征,并基于峰值应力构建了其热变形本构模型。结果表明,应变速率和变形温度对Zr-1.0Ti-0.35Nb合金热变形过程具有显著影响,流变应力随应变速率增加而增大,随变形温度的升高而减小,达到峰值应力后流变曲线呈现明显动态再结晶特征;提高变形温度有助于发生动态再结晶和晶粒长大;基于Arrhenius本构方程计算得到Zr-1.0Ti-0.35Nb合金的热变形激活能为225.8kJ/mol,硬化指数为5.62,说明合金元素Ti使锆合金的热变形激活能升高;实验值与预测值之间的相关系数为0.97427,平均相对误差为6.15%,证实此本构方程预测Zr-1.0Ti-0.35Nb合金流变应力的准确性,能够为新型锆合金热加工工艺优化提供理论指导。 展开更多
关键词 乏燃料后处理 Zr-1.0Ti-0.35Nb合金 热变形 动态再结晶 本构模型
原文传递
Cr涂层锆合金耐事故燃料包壳材料高温蒸汽氧化行为研究进展
3
作者 王瑶 李金山 +4 位作者 陈波 陈明菊 陈彪 王毅 公维佳 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第11期3271-3280,共10页
耐事故核燃料包壳能显著增强轻水核反应堆在失水事故下抵御堆芯熔化的能力,是核燃料技术变革和核电安全技术提升的重要方向。在现役锆合金包壳表面涂覆Cr涂层,形成具备良好结合力、优异耐高温高压水腐蚀性能和抗高温氧化性能的新型包壳... 耐事故核燃料包壳能显著增强轻水核反应堆在失水事故下抵御堆芯熔化的能力,是核燃料技术变革和核电安全技术提升的重要方向。在现役锆合金包壳表面涂覆Cr涂层,形成具备良好结合力、优异耐高温高压水腐蚀性能和抗高温氧化性能的新型包壳材料,是最有望在短期内获得实际工程应用的耐事故核燃料解决方案。本文综述了Cr涂层锆合金在高温蒸汽环境中氧化行为研究进展,重点关注Cr涂层的氧化动力学、Cr涂层微观组织对抗氧化性能的影响,以及长时间氧化后Cr涂层的失效机理和Cr-Zr互扩散行为。此外,总结了增强Cr涂层抗氧化性能和抑制Cr-Zr互扩散的策略,并展望了未来的发展方向,以期为Cr涂层核燃料包壳的优化设计和工程应用提供参考。 展开更多
关键词 耐事故核燃料 锆合金包壳 Cr涂层 微观组织 高温蒸汽氧化
原文传递
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 下一页 到第 页
使用帮助 返回顶部