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核燃料包殼鋯合金表面涂層研究進(jìn)展

發(fā)布時(shí)間:2018-02-02 01:36

  本文關(guān)鍵詞: 燃料包殼 事故容錯(cuò) 鋯合金 涂層 水蒸氣氧化 出處:《稀有金屬材料與工程》2017年07期  論文類型:期刊論文


【摘要】:鋯合金表面涂層是提高核燃料包殼事故容錯(cuò)能力的重要途徑之一。本文綜述了鋯合金表面涂層的研究進(jìn)展,包括涂層種類、制備工藝、微觀組織以及抗水蒸氣氧化性能、耐腐蝕性能等,介紹了鋯合金表面涂層種類選擇的依據(jù),探討了涂層的制備工藝、微觀組織與性能之間的關(guān)系,分析了當(dāng)前研究中存在的若干問題及未來涂層的發(fā)展方向,為進(jìn)一步促進(jìn)核燃料包殼鋯合金表面涂層的研究提供了有價(jià)值的參考。
[Abstract]:Zirconium alloy surface coating is one of the important ways to improve fault tolerance of nuclear fuel cladding. This paper reviews the research progress of zirconium alloy surface coating, including the types of coating and the preparation process. Microstructure, oxidation resistance and corrosion resistance of zirconium alloy surface coatings were introduced. The preparation process, the relationship between microstructure and properties of the coatings were discussed. Some problems existing in the current research and the development trend of the coatings in the future are analyzed, which provides a valuable reference for the further study of the surface coating of the nuclear fuel cladding zirconium alloy.
【作者單位】: 蘇州熱工研究院有限公司;中廣核研究院有限公司;
【基金】:蘇州市2016產(chǎn)業(yè)技術(shù)創(chuàng)新專項(xiàng)(SYG201634) 國家自然科學(xué)基金(51271018,51502322)
【分類號(hào)】:TG174.4
【正文快照】: 鋯合金具有優(yōu)異的耐腐蝕性能、良好的抗輻照生探索階段,還需要開展大量的研究工作。長特性以及適中的力學(xué)性能等,主要用于制備核反應(yīng)本文綜述了核燃料包殼鋯合金表面涂層的研究現(xiàn)堆燃料包殼管[1]。在核反應(yīng)堆失水事故工況下,鋯管狀,討論了涂層種類、制備方法和組織、性能之間

【參考文獻(xiàn)】

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【共引文獻(xiàn)】

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【二級(jí)參考文獻(xiàn)】

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【相似文獻(xiàn)】

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本文編號(hào):1483321

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