锆合金管材中氢化物研究进展  

Development of the Hydride Research in Zirconium Alloy Tube

作　　者：李晓珊 于军辉 王晨阳 LI Xiao-shan1;YU Jun-hui;WANG Chen-yang

机构地区：[1]国核宝钛锆业股份有限公司,陕西宝鸡721013 [2]国家能源核级锆材研发中心,陕西宝鸡721013 [3]陕西省核级锆材重点实验室,陕西宝鸡721013

出　　处：《金属世界》2018年第2期34-36,40,共4页Metal World

摘　　要：锆合金具有热中子吸收截面率小,在高温高压的条件下具有良好的抗腐蚀性能和高温力学性能的特点,广泛应用于核反应中堆芯材料中的管、棒、板等结构材料。然而在反应堆高温高压的恶劣环境中,锆合金管材会生成氢化物,该物质会对核反应堆的质量和安全产生严重影响。文章从锆合金的氢化物破坏形式、氢化物产生形貌的理论进行综述和探讨,并从锆合金化学成分、锆合金管材设计及生产工艺提出现有锆合金控制措施,提出新一轮核电建设大潮中新型锆合金发展方向。

关 键 词：锆合金管材 氢化物 核反应堆 高温高压 UO2芯块 吸收截面 高温强度 力学性能 

分 类 号：TG146.414[一般工业技术—材料科学与工程]