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作 者:成田健 鹈饲重治 皆藤威二 大冢智史 松田恭司 汪胜国(译)
出 处:《国外核动力》2006年第6期6-10,共5页Foreign Nuclear Power
摘 要:1 前言 在快堆燃料实用化阶段的目标燃耗深度方面,卸出燃料的平均燃耗深度将达到150GWd/t,相当于这一燃耗深度的快中子照射量将达到约250dpa。在这么高的照射量下,为了改善材料在高温下的蠕变强度,日本原子能研究开发机构(JAEA,原日本原子能研究所)在耐辐照变形良好的铁素体钢基础上,开展将氧化钇进行微细化弥散的强化弥散型氧化物(ODS)铁索体钢的研制,以确立其在燃料包壳中的应用。作为其研究项目之一,有必要对其存放在水池时的耐腐蚀性能进行确认。一般而言,要改善钢包壳管的耐水腐蚀性能,有效的方法是添加Cr,但如果Cr的添加量过大,α’相析出会促进脆化。为此,对确定了Cr添加量的9Cr-ODS钢、12Cr-ODS钢包壳管的水腐蚀行为进行了研究。
关 键 词:铁素体钢 包壳管 弥散型 氧化物 腐蚀试验 日本原子能研究所 水池 强化
分 类 号:TL352.22[核科学技术—核技术及应用]
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