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锆合金包壳I-SCC性能评价

闫萌 王朋飞 洪晓峰 梁波 戴训

闫萌, 王朋飞, 洪晓峰, 梁波, 戴训. 锆合金包壳I-SCC性能评价[J]. 核动力工程, 2017, 38(5): 138-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0138
引用本文: 闫萌, 王朋飞, 洪晓峰, 梁波, 戴训. 锆合金包壳I-SCC性能评价[J]. 核动力工程, 2017, 38(5): 138-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0138
Yan Meng, Wang Pengfei, Hong Xiaofeng, Liang Bo, DAi Xun. Evaluation on I-SCC Properties of Zirconium Cladding[J]. Nuclear Power Engineering, 2017, 38(5): 138-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0138
Citation: Yan Meng, Wang Pengfei, Hong Xiaofeng, Liang Bo, DAi Xun. Evaluation on I-SCC Properties of Zirconium Cladding[J]. Nuclear Power Engineering, 2017, 38(5): 138-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0138

锆合金包壳I-SCC性能评价

doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0138
详细信息
    作者简介:

    闫萌(1982—),女,助理研究员,现从事燃料包壳性能研究

  • 中图分类号: TG174.3+4

Evaluation on I-SCC Properties of Zirconium Cladding

  • 摘要: 对N36、Zr-4、X锆合金包壳管环形试样在350、400℃下施加周向拉伸载荷,研究N36锆合金包壳管在10~2 Pa、10~3 Pa、10~4 Pa碘分压、Zr-4及X试样在102Pa碘分压下的碘致应力腐蚀开裂行为。研究发现:在350、400℃下以最大载荷为指标时,N36、Zr-4及X试样在一定碘分压环境中均会发生不同程度的碘致应力腐蚀开裂,断裂能量迅速下降;在相同试验条件下,N36试样的最大载荷和断裂能量下降最慢。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2017-03-09
  • 修回日期:  2017-04-27
  • 网络出版日期:  2025-02-09

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