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1.
张喜燕 《重庆工商大学学报(自然科学版)》1989,(4)
已有的研究表明,核反应堆堆内温度超过元件包壳熔点时,锆—4合金与蒸汽反应在包壳表生成的ZrO_2氧化膜将对Zr—4合金熔体起到一定的保护作用。因此这层氧化膜的厚度及完整性对于堆芯元件过热及流动导致的反应堆事故具有极重要的影响。本文假定氧的扩散是ZrO_2氧化膜厚变化的控制因素,通过解扩散方程,建立了对在这种情况下ZrO_2膜厚度变化进行估计时的计算公式。 相似文献
2.
在不同水化学条件下,对Zr-4和N18管状样品进行腐蚀实验,然后用氧化膜卷曲法测量腐蚀样品氧化膜中的压应力,研究腐蚀温度、水化学对氧化膜中压应力随厚度变化的影响规律.实验结果表明,Zr-4和N18样品氧化膜中的压应力均按360℃去离子水>400℃过热蒸汽>360℃L iOH水溶液的顺序依次减小.在360℃L iOH水溶液中腐蚀时,氧化膜中的压应力最低,这与L i+和OH-会渗入氧化膜,降低氧化锆表面自由能,从而加速氧化膜中空位的扩散凝聚、孔隙的形成和微裂纹发展的过程有关.高温使空位的扩散加快,促进了氧化膜中压应力的弛豫过程. 相似文献