典型文献
核燃料包壳锆合金表面吸氢开裂行为的研究进展
文献摘要：
锆(Zr)及其合金因其在高压/高温水环境中的力学和化学性能、高剂量中子辐射下的结构稳定性和中子透明度,而被广泛用于核燃料包壳材料及其他核反应堆的重要结构材料.福岛核事故后,锆合金的腐蚀和吸氢行为成为耐事故核燃料包壳材料的重点研究方向之一.文中概述了锆合金氢化物的形成,并综述了3个因素对氢在锆合金中固溶度的影响,以及锆合金中氢化物的最新研究进展.最后指出了当前研究中所遇到的一些问题,展望了锆合金吸氢开裂的发展方向.
文献关键词：
锆合金;吸氢开裂;吸氢机制;极限固溶度;改善方法
中图分类号：
作者姓名：
石刘洋;邱长军;刘豪
作者机构：
南华大学机械工程学院,湖南衡阳421001
文献出处：
引用格式：
[1]石刘洋;邱长军;刘豪-.核燃料包壳锆合金表面吸氢开裂行为的研究进展)[J].机械工程师,2022(03):47-48,51
A类：
吸氢开裂,吸氢机制,极限固溶度
B类：
核燃料包壳,锆合金,金表,开裂行为,Zr,高温水,化学性能,高剂量,中子辐射,射下,结构稳定性,透明度,燃料包壳材料,核反应堆,结构材料,福岛核事故,氢化物,中固,最新研究进展,改善方法
AB值：
0.205494
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