例如,沸水堆一般用锆-2合金,压水堆和重水堆用锆-4合金。与此同时,锆合金同样具有良好的抗辐照损伤能力。锆合金的堆内辐照损伤主要是由与快中子的相互作用而引起的。...
点击上方「材料科学与工程」快速关注材料类综合、全面、专业的微信平台目前,世界范围内运行的核电站绝大部分是压水堆型,在这种水冷的核反应堆中,核燃料元件的包壳材料都是采用锆合金,它是保障核电站运行安全的第一道屏障。核电站发展除了需要进一步提高它的安全性外,进一步提高核电的经济性也十分重要,因此需要提升核燃料的燃耗,延长核燃料组件的换料周期,这就对燃料元件锆合金包壳的耐腐蚀性能提出了更高的要求。...
核工业几乎消耗了所有的锆金属产能,一些核电站配备的锆合金管足有数公里长。虽说如此,它在水冷反应堆中仍有可能发生腐蚀,有时这会引发事故。尽管该金属接触温度低于900℃的水是稳定的,但在此温度以上,它们会反应生成氧化物和氢气。正是这个过程导致了1979年发生在美国三里岛的爆炸,以及2011年地震和海啸后发生在福岛的爆炸。锆的主要来源是锆石,该矿物每年开采量超过150万吨,主要产地为澳大利亚和南非。...
因此,我们需要深入研究690镍基合金在核反应堆工况下长期服役后,其材料内部微观结构的变化以及这些微观结构变化同应力腐蚀裂纹之间的潜在关系。02主要思路本文通过在模拟压水核反应堆一回路工况下(360℃/15.5MPa高温高压水),对30%冷变形690镍基合金进行超长时间的应力腐蚀测试,在经过26576h(~3年)的实验后,在材料局部区域发现了总长度不超过600μm的应力腐蚀裂纹。...
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