核燃料包壳锆合金表面吸氢开裂行为的研究进展

摘要：

锆(Zr)及其合金因其在高压/高温水环境中的力学和化学性能、高剂量中子辐射下的结构稳定性和中子透明度,而被广泛用于核燃料包壳材料及其他核反应堆的重要结构材料.福岛核事故后,锆合金的腐蚀和吸氢行为成为耐事故核燃料包壳材料的重点研究方向之一.文中概述了锆合金氢化物的形成,并综述了3个因素对氢在锆合金中固溶度的影响,以及锆合金中氢化物的最新研究进展.最后指出了当前研究中所遇到的一些问题,展望了锆合金吸氢开裂的发展方向.

关键词：锆合金;吸氢开裂;吸氢机制;极限固溶度;改善方法

分类号：TG174.4(金属学与热处理)

资助基金：衡阳市产学研结合专项2019jhzx062

在线出版日期：2022-03-25（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共3页

页码：47-48,51