欢迎登录材料期刊网

材料期刊网

高级检索

为了解释锆合金在LiOH水溶液中耐腐蚀性能降低的原因,将3组粉状Zr-4合金样品分别放在500℃空气中、500℃过热蒸汽中和350℃的0.1 mol/LLiOH水溶液中进行腐蚀,当氧化膜厚度约为1.5 μm时,用XRD分析这3组样品的晶体结构.将一片状Zr-4合金样品在350℃的0.04 mol/L LiOH水溶液中腐蚀2 d,用SIMS检测Li+和OH-在氧化膜剖面上的分布.根据实验结果提出OH-在氧化膜中比O-2扩散速度快,使t-ZrO2加速向m-ZrO2转变,导致Zr-4合金腐蚀速度加快.

参考文献

[1] Hillner E;Chirigos J N .Report WAPD-TM-307, Bettis Atomic Power Laboratory[R].PA: West Mifflin,1962.
[2] Cox B.;Wu C. .TRANSIENT EFFECTS OF LITHIUM HYDROXIDE AND BORIC ACID ON ZIRCALOY CORROSION[J].Journal of Nuclear Materials: Materials Aspects of Fission and Fusion,1995(2):169-178.
[3] Ramasubramanian N;Balakrishnan P V;Garde A M;Bradley E R.Zirconium in the Nuclear Industry,Tenth International Symposium[C].Philadelphia:ASTM,1994:378-399.
[4] Saario T;Tahtinen S .Presented at IAEA Technical Committee Meeting on Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behavour[R].Rez:The Czech Republic,1993.
[5] 周邦新,李强,黄强.水化学对锆合金耐腐蚀性能影响的研究[J].核动力工程,2000(05):439.
[6] Pecheur D;Godlewski J;Peybernes J.[A].West Conshohocken: ASTM:793-811.
[7] KimY S;Kwon S C .[J].Journal of Nuclear Materials,1999,270:165-173.
[8] Sato T;Shimada M .[J].Journal of Materials Science,1985,20:3988-3992.
[9] Yoshimura M;Noma T;Kawabata K.[J].Journal of Materials Science Letters,1987(06):465-467.
[10] Oskarsson M.;Pettersson K.;Ahlberg E. .Phase transformation of stabilised zirconia in water and 1.0 M LiOH[J].Journal of Nuclear Materials: Materials Aspects of Fission and Fusion,2001(1):126-130.
[11] 刘文庆 .合金元素及水化学对锆合金耐腐蚀性能影响的研究[D].上海大学,2002.
[12] 李中奎;周廉;刘建章 等.[J].稀有金属材料与工程,2001,30(zk):68-71.
[13] 薛祥义,刘建章,宋启忠.Zr-1Nb合金吸氢性能研究[J].稀有金属材料与工程,1996(02):33-36.
[14] 杨芳林,张建军,宋启忠.锆合金管材在氢氧化锂溶液中的吸氢研究[J].稀有金属,1999(03):236.
上一张 下一张
上一张 下一张
计量
  • 下载量()
  • 访问量()
文章评分
  • 您的评分:
  • 1
    0%
  • 2
    0%
  • 3
    0%
  • 4
    0%
  • 5
    0%