首页> 中文期刊> 《原子能科学技术》 >N36锆合金包壳堆内腐蚀模型研究

N36锆合金包壳堆内腐蚀模型研究

         

摘要

In this paper,the best estimation in-pile corrosion model of N36 zirconium alloy cladding was established based on the Arrhenius equation by using the poolside examination data.Due to the lack of corrosion data before corrosion transition,N36 zir-conium alloy cladding corrosion model before corrosion transition was only a function of time,while the corrosion model after corrosion transition was a function of cladding temperature and time.N36 zirconium alloy cladding corrosion model was established by adding engineering factors to the best estimation corrosion model.N36 zirconium alloy cladding corrosion bound model was established based on minimum corrosion transition point.The results show that the N36 zirconium alloy cladding corrosion model agrees well with the verification data and can be used for the simulation of N36 zirconium alloy cladding corrosion behavior in reactor.%本文利用池边检查数据,基于阿累尼乌斯方程建立了N36锆合金包壳堆内腐蚀最佳估算模型.由于缺乏腐蚀转折前数据,N36锆合金包壳腐蚀转折前氧化膜厚度只是时间的函数,腐蚀转折后氧化膜厚度是包壳温度和时间的函数.通过在最佳估算腐蚀模型上添加工程因子,建立了不同加工工艺N36锆合金包壳腐蚀模型.N36锆合金包壳腐蚀包络模型在最小腐蚀转折点的基础上建立.模型验证结果表明,N36锆合金包壳腐蚀模型与验证数据符合较好,能够用于N36锆合金堆内腐蚀行为模拟.

著录项

  • 来源
    《原子能科学技术》 |2018年第2期|290-294|共5页
  • 作者单位

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

    中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213;

  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 chi
  • 中图分类 结构材料;各种类型的金属腐蚀;
  • 关键词

    N36锆合金包壳; 腐蚀模型; 包络模型;

相似文献

  • 中文文献
  • 外文文献
  • 专利
获取原文

客服邮箱:kefu@zhangqiaokeyan.com

京公网安备:11010802029741号 ICP备案号:京ICP备15016152号-6 六维联合信息科技 (北京) 有限公司©版权所有
  • 客服微信

  • 服务号