鋯合金的熱中子吸收截面小，具有良好的耐腐蝕性能和力學(xué)性能，已經(jīng)被廣泛地用做于壓水堆燃料包殼材料。為了提高核電經(jīng)濟(jì)性，需要加深核燃料燃耗、延長(zhǎng)換料周期，這就需要改善鋯合金的耐腐蝕性能。本論文以Zr-0.7Sn-0.35Nb-0.3Fe和Zr-1Nb-0.7Sn-0.03Fe合金為母合金，在其基礎(chǔ)上添加0.05%,0.1%和0.2%Ge，利用靜態(tài)高壓釜在360℃/18.6MPa/0.01mol/L LiOH水溶液和400℃/10.3MPa過(guò)熱蒸汽中進(jìn)行腐蝕實(shí)驗(yàn)，利用HRTEM和SEM分別觀察合金和氧化膜的顯微組織，研究添加Ge對(duì)Zr-Sn-Nb鋯合金耐腐蝕性能的影響。主要得到以下結(jié)論：（1）在Zr-0.7Sn-0.35Nb-0.3Fe-xGe系列合金中發(fā)現(xiàn)尺寸較小的密排六方結(jié)構(gòu)的Zr（Fe,Cr,Nb）2型、Zr（Fe,Cr,Nb,Ge）2型第二相和尺寸較大的四方結(jié)構(gòu)的Zr3Ge型第二相。在Zr-1Nb-0.7Sn-0.03Fe-xGe系列合金中發(fā)現(xiàn)四方結(jié)構(gòu)的Zr-Nb-Fe-Cr型、Zr-Nb-Fe-Cr-Ge型第二相和體心立方結(jié)構(gòu)的β-Nb型和尺寸較大的四方結(jié)構(gòu)的Zr3Ge型第二相。（... 

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【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

燃料元件的示意圖

Zr-xNb系列合金在360℃蒸餾水中腐蝕150d的腐蝕增重與Nb含量的關(guān)系曲線

Zr-4重熔合金和添加Nb的Zr-4合金在500℃/10.3MPa過(guò)熱蒸汽中的腐蝕增重曲線

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]Zr-0.7Sn-0.35Nb-0.3Fe-xGe合金在高溫高壓LiOH水溶液中耐腐蝕性能的研究[J]. 謝興飛,張金龍,朱莉,姚美意,周邦新,彭劍超.  金屬學(xué)報(bào). 2012(12)
[2]AP1000核電穩(wěn)壓器大鍛件特點(diǎn)及制造技術(shù)[J]. 張智峰,李向,陶志勇,趙富.  裝備機(jī)械. 2012(02)
[3]核電在中國(guó)低碳發(fā)展中的地位與作用分析[J]. 鄧向輝,李惠民,齊曄,梁琦.  中國(guó)能源. 2012(06)
[4]中國(guó)核電發(fā)展及其對(duì)策[J]. 曹新,張憲昌.  中共中央黨校學(xué)報(bào). 2012(03)
[5]Sn含量對(duì)Zr-Sn-Nb-Fe-Cr合金相變溫度和沉淀析出相的影響[J]. 欒佰峰,蘇婧,黃天林,周軍,張喜燕,劉慶.  稀有金屬材料與工程. 2012(05)
[6]核電站的發(fā)展歷程及應(yīng)用前景[J]. 林宗虎.  自然雜志. 2012(02)
[7]福島核事故后日本能源政策展望[J]. 靳曉凌,張義斌,葛旭波.  能源技術(shù)經(jīng)濟(jì). 2012(03)
[8]國(guó)內(nèi)外核電發(fā)展形勢(shì)分析[J]. 武宏波,王智冬,項(xiàng)冰.  能源技術(shù)經(jīng)濟(jì). 2012(03)
[9]加工工藝對(duì)N18鋯合金在360℃/18.6 MPa LiOH水溶液中腐蝕行為的影響[J]. 張欣,姚美意,李士爐,周邦新.  金屬學(xué)報(bào). 2011(09)
[10]Zr(Fex,Cr1-x)2合金在400℃過(guò)熱蒸汽中的腐蝕行為[J]. 曹瀟瀟,姚美意,彭建超,周邦新.  金屬學(xué)報(bào). 2011(07)

博士論文
[1]合金成分及熱處理對(duì)鋯合金腐蝕和吸氫行為影響的研究[D]. 姚美意.上海大學(xué) 2008

碩士論文
[1]β相水淬及退火處理對(duì)Zr-4合金耐腐蝕性能的影響[D]. 沈月鋒.上海大學(xué) 2012



本文編號(hào)：3522180