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注锌对压水堆锆合金表面污垢的影响研究
文献摘要：
腐蚀产物在压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)锆合金表面沉积后会形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD),降低燃料包壳换热能力,并对一回路放射性水平产生影响.注锌作为一种水化学调节方式,在国内外各核电站中正得到越来越广泛地应用.CRUD主要成分为镍铁络合物,锌作为比镍铁更活泼的金属,可能通过置换反应改变CRUD成分、或在较高热流密度的环境下析出并与镍铁形成新的金属络合物.利用人造污垢实验设备,在与PWR服役工况相近的环境下开展了注锌对人造污垢影响实验,并采用扫描电子显微镜(Scanning Electric Microscope,SEM)和X射线光电子能谱仪(X-ray Photoelectric Spectroscopy,XPS)对注锌前后CRUD的形貌、成分和氧化颗粒尺寸进行了分析.结果表明:锌主要在加热段的CRUD中析出;注锌后CRUD的镍铁比从0.58升高至0.65,氧化颗粒物孔隙率从30.15％降低至10.08％;相对于未注锌工况,CRUD开裂现象更为明显,微观形貌从疏松多孔状转变为较致密状态.本文研究成果为在运机组评估注锌对燃料性能的影响提供了参考依据.
文献关键词：
注锌;压水堆;锆合金;污垢
中图分类号：
作者姓名：
胡艺嵩;毛玉龙;胡友森;阮天鸣;蒙舒祺
作者机构：
中广核研究院有限公司 深圳 518000
文献出处：
引用格式：
[1]胡艺嵩;毛玉龙;胡友森;阮天鸣;蒙舒祺-.注锌对压水堆锆合金表面污垢的影响研究)[J].核技术,2022(09):94-100
A类：
Chalk,镍铁比
B类：
注锌,压水堆,锆合金,金表,污垢,腐蚀产物,Pressurized,Water,Reactor,PWR,后会,Rivers,Unidentified,Deposit,CRUD,燃料包壳,换热能力,一回路,放射性水平,平产,水化学,调节方式,核电站,中正,活泼,置换反应,高热流密度,金属络合物,人造,实验设备,服役工况,Scanning,Electric,Microscope,光电子能谱,能谱仪,ray,Photoelectric,Spectroscopy,XPS,颗粒尺寸,寸进,加热段,颗粒物,孔隙率,微观形貌,松多,燃料性能
AB值：
0.400997
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