核用锆合金腐蚀机理及性能改善

正版保障 假一赔十 电子发票

￥ 69.41 8.1折 ￥ 86 全新

仅1件

   商品详情   

编辑推荐

1.原创性，本书源于作者多年研究成果。

2.实用性，可供核工业材料方面的研究人员、技术人员参考，提升我国锆合金国产化水平。

3.系统性，以金属材料的腐蚀性能研究为主线，涵盖核用新锆合金腐蚀性能以及新型防腐涂层石墨烯对锆合金腐蚀性能的改善。

内容简介

本书共分9章，内容包括绪论、锆合金腐蚀性能的研究方法、锆合金的腐蚀性能、新锆合金基体显微组织与腐蚀性能的关系、氧化膜组织结构对腐蚀性能的影响、氧化膜内残余应力与相结构以及腐蚀性能的关系、含Nb新锆合金腐蚀机理的探讨、石墨烯防腐涂层的制备及性能研究、结论与趋势分析。书后还附有相关标准，供读者参考。

本书具有较强的知识性、针对性和系统性，可供核工业材料方面的研究人员、技术人员参考，也可供高等学校材料类、核能类、环境类及相关专业师生参阅。

作者简介

章海霞，太原理工大学，副教授，多年来一直从事核用新锆合金加工及腐蚀性能方面的研究工作，主持国家自然科学基金1项，主持省级基金3项，发表论文20余篇，申请国家发明专利5项，获得授权发明专利2项。

目  录

第1章绪论1

1.1核电的发展1

1.2核反应堆与核燃料包壳材料2

1.3核能用锆合金简介5

1.3.1锆的基本性质5

1.3.2核用锆合金5

1.4锆合金水侧腐蚀行为研究概况9

1.4.1水化学对锆合金腐蚀行为的影响9

1.4.2合金成分对锆合金腐蚀性能的影响9

1.4.3热处理对锆合金显微组织和腐蚀性能的影响10

1.5锆合金的腐蚀氧化12

1.5.1锆合金均匀腐蚀的氧化动力学13

1.5.2氧化过程14

1.5.3锆合金的腐蚀机理15

1.5.4氧化膜组织结构16

1.6有关锆合金堆外耐腐蚀性能的研究小结16

参考文献18

第2章锆合金腐蚀性能的研究方法25

2.1实验材料25

2.2高压釜腐蚀实验26

2.2.1腐蚀条件26

2.2.2高压釜实验中用到的仪器26

2.2.3表示腐蚀程度的方法27

2.2.4高压釜实验样品的制备27

2.3分析与测试28

2.3.1合金样品的显微组织及第二相观察28

2.3.2氧化膜组织结构和内应力的观察28

第3章锆合金的腐蚀性能33

3.1引言33

3.2锆合金在含锂水中的耐腐蚀性能34

3.3锆合金在400℃蒸汽中的耐腐蚀性能35

3.4本章小结37

参考文献37

第4章新锆合金基体显微结构与腐蚀性能的关系38

4.1锆合金基体显微组织38

4.2基体显微组织对锆合金耐腐蚀性能的影响42

4.3本章小节43

参考文献44

第5章氧化膜组织结构对腐蚀性能的影响45

5.1引言45

5.2NZ2合金腐蚀生成氧化膜的组织结构46

5.3NZ8合金腐蚀生成氧化膜的组织结构58

5.4本章小结63

参考文献63

第6章氧化膜内残余应力与相结构以及腐蚀性能的关系66

6.1引言66

6.2基本原理67

6.3实验方法68

6.4实验条件及数据处理过程71

6.5实验结果72

6.6分析与讨论74

6.7本章小结76

参考文献76

第7章含Nb新锆合金腐蚀机理的探讨79

7.1Nb在锆合金中作用的机理79

7.2四方相及立方相的稳定机理80

7.2.1氧空位稳定机制80

7.2.2压应力稳定机理85

7.3氧化膜中应力释放机理85

7.4新锆合金的腐蚀机理模型86

参考文献90

第8章石墨烯防腐涂层的制备及性能研究94

8.1引言94

8.2实验材料及方法95

8.2.1实验试剂及材料95

8.2.2实验仪器96

8.2.3样品形貌及结构表征方法96

8.2.4电化学测试方法100

8.3化学气相沉积法制备石墨烯101

8.3.1石墨烯的制备过程101

8.3.2样品形貌及结构表征102

8.4石墨烯改善铜抗腐蚀性能研究108

8.4.1实验过程108

8.4.2抗氧化能性分析109

8.4.3抗腐蚀性能分析110

8.5石墨烯缺陷钝化对铜抗腐蚀性能的影响119

8.5.1实验过程121

8.5.2形貌及结构的表征121

8.5.3极化曲线测试121

8.5.4电化学阻抗测试127

8.6锆合金基底石墨烯的生长131

参考文献132

第9章结论与趋势分析135

9.1主要结论135

9.1.1新锆合金在360℃含锂水和400℃过热蒸汽中的腐蚀行为135

9.1.2基体中合金元素含量及第二相粒子对腐蚀性能的影响136

9.1.3氧化膜晶体结构演变与腐蚀性能的关系136

9.1.4氧化膜内应力变化与腐蚀动力学的关系137

9.1.5石墨烯对金属抗腐蚀性能的改善137

9.2主要创新点138

9.3趋势分析138

附录140

附录1海绵锆（YS/T 397—2015）140

附录2锆及锆合金锭（GB/T 8767—2010）145

附录3锆及锆合金牌号和化学成分（GB/T 26314—2010）149

附录4锆及锆合金板、带、箔材（GB/T 21183—2017）152

前言/序言

在全球对能源的需求正在以前所未有的速度增长的今天，核能的开发和利用意义重大。核能是一种安全、可靠、清洁、有竞争力的新能源，发展核电是实施可持续发展的必然要求。目前，全世界有440多座核电站分布在30多个国家和地区，拥有量位居前三的是美国、法国和日本。我国核电发展起步较晚，于20世纪70年代开始进行核电设计工作，并于80年代正式进入发展阶段。我国已有的四个核电基地是秦山核电基地、大亚湾核电基地、田湾核电基地和岭澳核电基地，正在建设的核电基地较多，包括浙江三门、广东阳江、福建宁德、辽宁红沿河、山东海阳等。一直以来，我国政府坚持“适度”发展核电的原则，但随着经济的快速发展，能源瓶颈一再出现，我国政府明确提出要“大力”发展核电。提高燃料燃耗，延长燃料换料周期，降低核电成本会有力地促进核电产业的发展。因此，这对反应堆安全性和可靠性的要求就更高，而应用于核反应堆中的关键材料的性能则受到极大关注。

核反应堆燃料元件包壳材料是制备核燃料元件的一种关键材料，它的性能直接决定反应堆的安全可靠性。由于具有热中子吸收截面小、好的耐高温高压水腐蚀性能以及好的高温强度等特点，锆合金成为目前世界上运用在核反应堆中唯一的一种包壳材料。锆合金包壳管在服役过程中内壁受到裂变产物的侵蚀，外壁受到高速流动的高温高压水的冲刷和腐蚀，同时包壳力学性能会由于中子辐照损伤和腐蚀吸氢而下降。核安全杂志报道，在核电站运行事故中有10％～30% 是由腐蚀引起的。因此探索锆合金的腐蚀机理以及提高其耐腐蚀性能的方法，有望有效延长锆合金包壳管在核反应堆中的寿命。

本书撰写内容侧重以下几个方面：①采用不同水化学条件研究锆合金的腐蚀行为，考核其腐蚀性能；②研究基体显微组织（基体中合金元素含量及第二相粒子种类和分布）对锆合金腐蚀行为的影响；③研究氧化膜显微组织（相转变及应力分布）对锆合金腐蚀行为的影响；④对锆合金腐蚀机理进行了深入的分析研究，并建立了含Nb新锆合金腐蚀机理模型；⑤开展了有关石墨烯作金属材料防腐涂层的探索性研究，为锆合金表面石墨烯防腐涂层的研究提供理论基础和实验依据。本书具有较强的技术性和参考性，对进一步改进现有锆合金的性能和设计开发新型锆合金，提高核反应堆的经济性、安全性具有重大意义,可供从事核用材料的安全处理处置、腐蚀防护等的工程技术人员和科研人员参考，也供高等学校材料、能源生态环境及相关专业师生参阅。

本书由章海霞著。在本书编写和出版过程中，西部新锆核材料科技有限公司的黄增鑫给予一定的工作帮助；同时得到化学工业出版社的大力支持，在此一并表示感谢!

限于著者水平及编写时间，书中不足和疏漏之处在所难免，恳请读者批评指正。

著者

2019年6月