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搜索结果: 1-15 共查到核材料与工艺技术 腐蚀相关记录15条 . 查询时间(0.192 秒)
捷克研究人员发现,一种多晶金刚石涂层可以在反应堆正常运行和事故期间显著保护燃料棒免受腐蚀,这项技术已于2021年2月获得美国专利。2020年4月,捷克理工大学信息、机器人与控制学研究所和捷克科学院物理研究所获得了这项技术的欧盟专利。
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...
研究了碳在铀表面注入、梯度注入、反冲注入及离子束辅助沉积改性工艺。采用俄歇电子谱仪(AES)分析碳改性层沿深度方向的成分分布;采用X射线衍射仪(XRD)分析改性层的结构;通过动电位极化曲线、极限湿热腐蚀实验,比较腐蚀前后样品表面的形貌变化,对改性层抗腐蚀机理进行探索。研究结果表明:几种改性工艺均实现了碳离子在铀表面的注入或沉积,碳离子注入可在铀的表面形成碳化铀;45keV能量辅助轰击沉积碳、50...
采用动电位极化技术和扫描电镜(SEM)对U表面Al及Ti/Al双重镀层在含50μg/gCl-的KCl溶液中的电化学腐蚀行为进行研究。研究结果表明:U表面Al镀层和Ti/Al双重镀层的腐蚀为局部腐蚀,其腐蚀速度明显低于裸体U,能够对U表面提供较好的保护。Al镀层相对U基体为阳极性镀层,能对U基体提供牺牲性保护;Ti镀层相对U基体为阴极性镀层,对U基体的保护是基于镀层对腐蚀介质的物理屏障作用。
概要综述了加速器驱动洁净核能系统(ADS)结构材料在液态Pb Bi合金中的腐蚀机理、影响因素及其防护技术。腐蚀机理主要是:1)材料组分元素在Pb Bi合金中的溶解和质量迁移;2)组分元素与Pb Bi合金中的杂质氧的化学反应;3)Pb Bi合金沿材料晶界渗透导致的晶界脆化。主要影响因素为:1)系统的温度和温差;2)Pb Bi合金中的氧含量;3)材料的化学成分;4)Pb Bi合金的流速。氧含量的控制...
针对TBP/煤油热解焚烧系统的一些可能环境,选取了不锈钢1Cr18Ni9Ti和A3碳钢等几种材料,在不同的料液组成、温度、试验时间等综合条件下研究了它们在料液中的腐蚀情况。在高温且有热解蒸汽的真实环境中研究了不锈钢1Cr18Ni9Ti等几种材料的高温腐蚀状况。结果表明:不锈钢1Cr18Ni9Ti在料液和热解气氛中皆呈均匀腐蚀,在料液中,其腐蚀速率随料液含水量和温度的增加而增大;在高温热解蒸汽中,...
采用重量法和电化学方法分别得到表面经超临界CO2处理后的铀试样在60℃、70%RH条件下的氧化动力学曲线(Δm t)和在50μg gCl-溶液中的阳极极化曲线、自腐蚀电流等抗蚀评价指标。结果表明:经超临界CO2处理后,金属铀表面抗氧化腐蚀性能和抗化学介质腐蚀性能均有一定程度提高。对钝化膜提高金属铀表面抗腐蚀性能的原因进行了探讨。
用热重法研究了铀在50~90℃和32%~86%湿度范围的水气气氛中的加速腐蚀,得到了该实验条件下铀的水气腐蚀特性,并对反应的动力学进行了讨论。结果表明:在不同温度、湿度条件下,铀在水气气氛中的腐蚀动力学过程表现为较为明显的3阶段,动力学过程最后为线性反应阶段,该阶段有一稳定的氧化反应速率常数。RH=74.7%时线性反应的活化能约为42.899kJ·mol-1。温度对反应速率的影响明显,温度升高,...
利用离子注入技术在铀表面进行了离子束辅助沉积铌和离子注入铌形成表面改性层,并对改性层的厚度、注入元素的分布进行俄歇电子能谱(AES)分析和表面相及结构的X射线衍射谱(XRD)分析,用电化学极化法测试抗腐蚀性能。结果表明:离子束辅助沉积表面改性层比离子注入表面改性层明显增厚,铀的耐蚀性得到进一步改善。最后讨论了注铌改性层耐蚀性提高的原因。
利用离子注入技术分别用单能量和多能量叠加注入方式在铀表面注入碳形成表面改性层,并对改性层的形貌、注入元素的分布和相结构分别进行扫描电镜(SEM)、俄歇电子能谱(AES)及表面相结构衍射谱(XRD)分析,利用电化学极化法测试注入样品的抗腐蚀性能。结果表明:离子注入碳能够提高铀表面抗腐蚀的能力。
利用扫描电镜、X射线能谱仪及电化学测试技术对贫铀表面脉冲电镀镍层的腐蚀机理进行了研究。结果表明:在含50μg/g Cl-的KCl溶液中,首先,在铀表面镍镀层的孔隙处发生腐蚀并逐渐扩展到铀/镍界面;腐蚀产物在界面的积累导致镍镀层开裂;镍对铀是一种阴极性镀层,铀镍接触发生电偶腐蚀,镍对铀的保护作用基于镍镀层对腐蚀介质的物理屏障,提高镀层的致密性可改善镍镀层对铀基体的抗腐蚀能力。
本文使用数值模拟方法讨论了铀表面腐蚀初始阶段的氧化物形成过程。这个阶段发生在从清洁的铀表面吸附反应气体后到整个表面被一层氧化物所覆盖的过程之间。对储存在含有腐蚀气体气氛中的铀和铀合金材料,准确了解铀最初开始反应到表面被氧化物完全覆盖的反应速率是非常重要的。本文对该氧化物形成的过程进行了数学推导,讨论了等温情况下的近似分析数学表达式,得到了动力学方程,并与实验结果进行比较,表明理论模型是合理的。
燃料棒电子束焊接试样腐蚀后,在近环焊缝区会出现蓝色氧化膜环现象。研究了蓝色环氧化膜的 微观结构和形貌,测量了表面膜厚度和成分。用常规腐蚀法、加速腐蚀法和离子注入法研究了蓝色氧化 膜环处的抗腐蚀性能。试验表明:近环焊缝区已形成蓝色环后并不影响该处锆合金在继续腐蚀时的抗 腐蚀性能,也不影响燃料棒整体的抗腐蚀性能。根据实验结果提出了蓝色氧化膜环的产生机理和消除措施,并在大规模生产中得到了验证。
对中国先进研究堆(CARR)燃料元件包壳候选材料LT24、305铝合金进行了温度为200℃、流速为10m/s的堆外动水腐蚀试验研究。腐蚀后试样的金相显微镜观察、X射线衍射分析、扫描电镜及电子探针分析、腐蚀速率的计算及氧化膜厚度的测量等结果表明:从腐蚀类型及其程度和氧化膜的剥落情况等方面看,305铝合金材料的抗中温动水腐蚀性能优于LT24铝合金;退火态和冷轧态的LT24铝合金的耐蚀性能未显示出差异。...
采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐...

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