Zr-Sn-Nb合金包壳管氢化物应力再取向样品制备

摘要：

随着我国核电事业的发展,反应堆结构材料的国产化是必然趋势.锆合金具有优异的核性能,其热中子吸收截面小,堆内辐照后传热性能和抗腐蚀性能好,故锆合金是核动力反应堆包覆材料和其他结构材料[1].在反应堆运行条件下,锆合金包壳处于高温、高压水中,当锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时,过量的氢以氢化锆形式析出.氢化锆是一种很脆的第二相,会明显降低锆合金的塑性,氢脆的程度不仅取决于氢化物的数量,更取决于氢化物的形貌和取向[2].在低温下,当氢化物垂直于主应力方向时,可能发生最严重的脆化,其次是引起氢致延迟开裂(DHC)[3].氢化物取向虽然通过管材的织构来控制析出的取向,但元件在服役工况下受到较大的环向应力,存在氢化物应力再取向的问题[4].

资助基金：CAP1400先导组件用锆合金材料关键技术研究2017ZX06002005

在线出版日期：2019-06-06（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共4页

页码：21-24