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Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究
被引量:
1
1
作者
王占伟
严俊
+4 位作者
彭振驯
任啟森
廖业宏
李思功
赵亚欢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第2期122-128,共7页
2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下...
2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr_(2)O_(3)层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO_(2)层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。
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关键词
Cr涂层锆合金包壳
失水事故(LOCA)
高温蒸汽氧化
淬火
塑-脆性转变
原文传递
题名
Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究
被引量:
1
1
作者
王占伟
严俊
彭振驯
任啟森
廖业宏
李思功
赵亚欢
机构
中广核研究院有限公司核燃料与材料研究所
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第2期122-128,共7页
文摘
2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr_(2)O_(3)层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO_(2)层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。
关键词
Cr涂层锆合金包壳
失水事故(LOCA)
高温蒸汽氧化
淬火
塑-脆性转变
Keywords
Cr
-
coated zirconium alloy cladding
Loss of coolant accident(LOCA)
High temperature steam oxidation
Quenching
Ductile
-
to
-
brittle transition
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究
王占伟
严俊
彭振驯
任啟森
廖业宏
李思功
赵亚欢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023
1
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