Zr-4合金相关论文
分别采用Zr-4和Zr1Nb两种合金作为Zr1Nb包壳的端塞材料，用钨极气体保护焊对包壳和端塞进行焊接。用常温爆破和显微硬度测试方法对比......
热中子吸收截面小与导热性能好的Zr-4合金，在核反应堆包壳材料中广泛应用，但在服役环境中其耐蚀性和耐磨性差。本论文采用微弧氧化法......
核电作为解决能源问题的重要途径之一,已经成为衡量一个国家综合国力和国际竞争力的重要指标。Zr-4合金包壳管和Inconel 718合金定......
利用电化学阻抗谱等技术研究了360℃/18.6 MPa的0.01 mol/L LiOH水溶液中退火态Zr-4合金在转折前后的腐蚀演化过程.结果表明,腐蚀......
锆合金由于具有良好的核性能以及耐蚀性能，因而用于核工业。随着核反应堆向高燃耗的发展，对锆合金的耐蚀性能要求越来越高。提高耐蚀......
(1)概述为研究离子电流密度对氧化膜层的影响,印度海德拉巴市O sm ania大学化学系的学者研究了室温下电流密度从2m A·cm-2～14m A·......
现阶段，锆合金具有独特的核性能，一直被用作核反应堆燃料包壳及堆芯结构材料。但在反应堆运行条件下,Zr合金包壳材料在堆内工况环境......
研究了不同热处理制度对Zr-4合金的耐疖状腐蚀性能的影响规律.实验结果表明:在高于该合金的α相区温度或α+β双相区温度条件下,保......
利用热分析天平,采用动态连续称重法分别对M5和Zr-4合金在380、400℃水蒸气条件下进行氧化试验,分析其氧化动力学规律,并利用扫描......
在硅酸盐碱性电解液中加入稀土元素Ce的络合物,采用恒压微弧氧化技术在Zr-4合金表面制备陶瓷膜。分析了稀土元素Ce在陶瓷膜中的存......
采用表面机械研磨法(SMAT)对Zr-4合金进行处理,在其表面制备出纳米结构表层,并在不同温度下对其进行退火。利用偏光显微镜、X射线......
