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期刊文章详细信息

核燃料包壳锆合金表面涂层研究进展  ( EI收录)  

Research Progress of Coating on Zirconium Alloy for Nuclear Fuel Cladding

  

文献类型:期刊文章

作  者:柏广海[1] 陈志林[1] 张晏玮[1] 刘二伟[1] 薛佳祥[2] 余伟炜[1] 王荣山[1] 李锐[2] 刘彤[2]

机构地区:[1]苏州热工研究院有限公司,江苏苏州215004 [2]中广核研究院有限公司,广东深圳518026

出  处:《稀有金属材料与工程》

基  金:苏州市2016产业技术创新专项(SYG201634);国家自然科学基金(51271018;51502322)

年  份:2017

卷  号:46

期  号:7

起止页码:2035-2040

语  种:中文

收录情况:AJ、BDHX、BDHX2014、CAS、CSCD、CSCD2017_2018、EI、IC、JST、RCCSE、SCI-EXPANDED(收录号:WOS:000407092900050)、SCIE、SCOPUS、WOS、ZGKJHX、核心刊

摘  要:锆合金表面涂层是提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一。本文综述了锆合金表面涂层的研究进展,包括涂层种类、制备工艺、微观组织以及抗水蒸气氧化性能、耐腐蚀性能等,介绍了锆合金表面涂层种类选择的依据,探讨了涂层的制备工艺、微观组织与性能之间的关系,分析了当前研究中存在的若干问题及未来涂层的发展方向,为进一步促进核燃料包壳锆合金表面涂层的研究提供了有价值的参考。

关 键 词:燃料包壳 事故容错  锆合金 涂层 水蒸气氧化  

分 类 号:TG174.4]

参考文献:

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引证文献:

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同被引文献:

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