亚洲人成电影综合网站色www|久久国内精品自在自线波多野结氏|国产精品久久久久无码人妻精品|无码高潮少妇毛多水多水免费

咨詢熱線

15353335196

微信客服 微信客服

首頁 >> 新聞資訊 >> 技術(shù)資料

冷卻速率對鋯合金板材氫化物析出的影響

發(fā)布時間:2024-12-02 10:00:22 瀏覽次數(shù) :

鋯合金熱中子吸收截面低,在高溫高壓水環(huán)境中耐腐蝕性能優(yōu)異,廣泛應(yīng)用于輕水堆核燃料包殼管材料[1,2]。在堆內(nèi)服役期間,鋯合金包殼吸收其與冷卻水腐蝕反應(yīng)產(chǎn)生的部分H[3],H進(jìn)入包殼管后在濃度場、溫度場、應(yīng)力場的作用下發(fā)生擴(kuò)散[4~6],當(dāng)局部H濃度超過極限固溶度時,析出鋯氫化物脆性相[7]。氫化物尺寸、分布以及生長方向等形貌特征與冷卻速率密切相關(guān),冷卻速率還會影響氫化物的形核位點、晶體結(jié)構(gòu)、應(yīng)變等,進(jìn)而影響鋯合金包殼的力學(xué)性能和抗腐蝕性能,嚴(yán)重危害核燃料包殼的結(jié)構(gòu)完整性[8]。面心四方(fct)結(jié)構(gòu)的γ氫化物一般在較快的冷卻速率、低H濃度條件下形成[9~11],在γ氫化物晶胞中,Zr與H原子占比接近1∶1[12,13],Zr原子占據(jù)晶胞的頂點和面心位置,H原子占據(jù){110}晶面的4個四面體間隙[14]。Nath等[15]研究了H含量和冷卻速率對氫化物相結(jié)構(gòu)、形貌分布的影響,發(fā)現(xiàn)隨H含量增加、冷卻速率下降,γ氫化物占比逐漸減少。Long等[16]發(fā)現(xiàn),在γ相之前會先形成H原子排列無序的γ'相,γ'相經(jīng)時效之后轉(zhuǎn)變?yōu)棣孟?。緩慢的冷卻速率有利于形成fcc結(jié)構(gòu)的δ氫化物[1,15,17,18],由于核燃料包殼在服役過程中冷卻速率較低,因此δ相作為最常見的氫化物受到廣泛關(guān)注。在δ氫化物中,Zr原子占據(jù)晶胞的頂點和面心位置,H原子隨機(jī)占據(jù)fcc結(jié)構(gòu)中的部分四面體間隙[19,20],H與Zr的原子比并非固定值,一般在1.5~1.7之間。Shiman和Daymond[21]研究表明,氫化物析出過程存在γ相向δ相轉(zhuǎn)變的趨穩(wěn)現(xiàn)象。δ相氫化物與Zr基體滿足{0001}//{111}、<11-20>//<110>取向關(guān)系[22~24],析出慣習(xí)面為Zr基體{10-17}面[25,26]。盡管冷卻速率對氫化物析出的影響已有較多報道,但不同冷卻條件下第二相粒子、氫化物應(yīng)變在氫化物形核、宏觀形貌形成過程中的作用,尚未見報道,仍需進(jìn)一步澄清。因此,本工作利用光學(xué)顯微鏡(OM)、掃描電鏡(SEM)等表征手段,研究不同冷卻條件下析出氫化物的形貌、微觀晶體學(xué)特征,探討氫化物析出導(dǎo)致的應(yīng)變對Zr基體以及其本身造成的微觀結(jié)構(gòu)變化,考察鋯合金中第二相粒子對氫化物形核與生長的作用,最后結(jié)合第二相粒子以及應(yīng)變分布實驗結(jié)果對不同冷卻條件下氫化物的析出和宏觀形貌的形成進(jìn)行分析討論。

1、實驗方法

實驗所用材料為1.33mm厚的Zr-4合金板材,名義成分為Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr(質(zhì)量分?jǐn)?shù),%),板材的軋制方向、橫向和法線方向分別縮寫為RD、TD和ND。從原材料板材切取40mm×60mm×1.33mm(RD×TD×ND)的樣品,使用砂紙打磨去除樣品表面氧化層,隨后在400℃純H2氣氛下開展充氫實驗,最后將充氫樣品在400℃下進(jìn)行均勻化退火10h,使用InductarONHcube型氧氮氫分析儀測量3個平行樣品H含量,平均值為376×10-6。從均勻化退火后的充氫樣品上切割4個10mm×5mm×1.33mm(RD×TD×ND)的塊狀試樣,以5℃/min速率升溫到400℃保溫5h,然后分別以0.5℃/min、爐冷、空冷和水淬等方式冷卻至室溫。對不同冷卻條件下的樣品進(jìn)行機(jī)械拋光,使用5%HF+45%HNO3+50%H2O(體積分?jǐn)?shù))的混合溶液腐蝕30s,使用AxioImagerOM觀察氫化物形貌與分布。使用5%HClO4+95%C2H5OH(體積分?jǐn)?shù))的混合溶液對樣品電解拋光30s,借助Gemini460SEM背散射電子(backscatteredelectron,BSE)、電子背散射衍射(electronbackscatteringdiffraction,EB‐SD)表征氫化物微觀形貌、相結(jié)構(gòu)及其與基體的取向關(guān)系。將冷卻條件為0.5℃/min的樣品減薄至50μm,使用10%HClO4+90%C2H5OH(體積分?jǐn)?shù))的混合溶液進(jìn)行電解雙噴,通過透射Kikuchi衍射(transmis‐sionKikuchidiffraction,TKD)表征α-Zr基體中第二相粒子。

2、實驗結(jié)果

2.1Zr基體微觀組織與織構(gòu)

圖1為充氫和均勻化退火后Zr-4合金的EBSD結(jié)果??梢钥闯?,材料微觀組織為完全再結(jié)晶α-Zr,統(tǒng)計了約15000個晶粒,面積加權(quán)得到的平均等效圓直徑為4.97μm。如圖1b所示,鋯合金板材呈現(xiàn)典型的c軸雙峰織構(gòu),即c軸偏離板材ND20°~40°的范圍強(qiáng)度最高,<112ˉ0>晶向平行于RD。

1.jpg

2.2氫化物形貌與分布

圖2和3為不同冷卻條件下Zr-4合金中氫化物的OM像。冷卻條件為0.5℃/min時,氫化物在RDND截面呈現(xiàn)為粗大的長條狀。長條狀氫化物沿著D生長,橫貫整個觀察區(qū)域,在ND方向平行分布,間隔幾十到幾百微米(圖2a)。爐冷條件下,氫化物仍為長條狀,但其厚度有所降低,在ND方向的氫化物間距降低,且在視野內(nèi)觀察到許多較短的條狀氫化物,長度為100~200μm(圖2b)。隨著冷卻速率的增加,在空冷條件下析出的條狀氫化物數(shù)量顯著減少,在條狀氫化物之間觀察到許多細(xì)小的氫化物,它們大約幾到幾十微米長,均勻彌散地分布在Zr基體中(圖2c)。隨著冷卻速率進(jìn)一步增加,水淬樣品中條狀氫化物的長度和厚度進(jìn)一步降低,細(xì)小氫化物遍布整個觀察區(qū)域,氫化物整體分布更加彌散(圖2d)。由圖3可見,條狀氫化物實際上是由若干細(xì)小的氫化物聚集、連接而成。冷卻條件為0.5℃/min和爐冷時,這些細(xì)小的氫化物堆積嚴(yán)實、排列緊密,形成粗大的條狀氫化物(圖3a和b)。隨著冷卻速率增加,空冷樣品中,小的氫化物堆積逐漸松散,并未完全聚集,導(dǎo)致條狀氫化物厚度減小(圖3c)。當(dāng)冷卻速率進(jìn)一步增加,水淬樣品中單個小氫化物的形狀由短棒狀變?yōu)獒槧睿曳植几訌浬⒕鶆?圖3d)。圖4為不同冷卻條件下Zr-4合金中氫化物典型的BSE-SEM像。由圖可見,冷卻速率較小時,血小板狀(圓形或者橢圓形的薄餅)氫化物片層在Zr基體晶界或晶內(nèi)團(tuán)聚,沿豎直方向堆疊,增加了氫化物層厚度,在水平方向通過沿晶或穿晶生長相互連接,形成長條狀氫化物形貌(圖4a和b)。隨著冷卻速率的增加,氫化物片層減薄,晶內(nèi)氫化物數(shù)量增多(圖4c和d)。同時發(fā)現(xiàn)在同一個Zr晶粒內(nèi)部氫化物大致呈現(xiàn)2種生長方向,測量了不同Zr晶粒內(nèi)部2種生長方向氫化物間的夾角,分別為28.9°、26.2°、27.6°、24.1°和25.5°,夾角在較小范圍內(nèi)波動,由此推測不同生長方向的氫化物具有一定的晶體學(xué)關(guān)系。

2.jpg

3.jpg

4.jpg

2.3氫化物相結(jié)構(gòu)與取向關(guān)系

借助EBSD對氫化物相結(jié)構(gòu)、取向關(guān)系進(jìn)行表征分析。不同冷卻條件下Zr-4合金內(nèi)析出的氫化物的相分布圖如圖5所示,其中紅色表示hcp結(jié)構(gòu)的α-Zr基體,藍(lán)色、綠色分別為fcc結(jié)構(gòu)δ氫化物、fct結(jié)構(gòu)γ氫化物。由圖5a和b可知,緩慢冷卻條件下氫化物以δ相為主。隨著冷卻速率增加,在空冷和水淬樣品(圖5c和d)中觀察到更多γ相氫化物,同時注意到γ相氫化物并非獨立存在,而是與δ相混合共存于氫化物片層中,因此判斷γ與δ氫化物的析出相關(guān)聯(lián)。根據(jù)α-Zr晶粒的三維晶胞示意圖以及氫化物的生長方向,可以確定氫化物的析出慣習(xí)面為α-Zr基體的{101ˉ7}面,這與Kim等[18]的報道相一致。從圖5c中可以觀察到,α3-Zr晶粒內(nèi)2種不同生長方向的氫化物分別沿著基體不同的{101ˉ7}慣習(xí)面分布,慣習(xí)面與{0001}晶面夾角為14.7°,因此同一Zr晶粒內(nèi)不同生長方向氫化物間的夾角理論上為29.4°,這與圖4觀察到的氫化物片層之間夾角處于25°~29°范圍一致。圖6為Zr-4合金中不同冷卻條件下析出的氫化物的反極圖。從圖6a和b可以看出,在Zr晶粒內(nèi)部存在2種取向不同的δ氫化物,2者之間為CSLΣ3晶界,即2種取向的氫化物繞<111>軸存在60°取向差,為一對{111}<112ˉ>氫化物孿晶。類似地,在空冷和水淬樣品中發(fā)現(xiàn)同一Zr晶粒內(nèi)存在取向不同的γ氫化物,而且γ相與共存的δ相氫化物具有一致的晶體學(xué)取向(圖6c和d),這進(jìn)一步表明了γ與δ氫化物在析出過程中能夠相互轉(zhuǎn)化??梢酝茢啵瑲浠镂龀鲞^程優(yōu)先形成亞穩(wěn)γ相,緩慢冷卻過程中,γ相能夠轉(zhuǎn)變?yōu)閷ΨQ性更高的δ相,而快速冷卻時亞穩(wěn)γ氫化物得以保留。圖7為4種冷卻條件下析出的氫化物與其母體Zr晶粒的極圖,占據(jù)極圖中相同投影位置的晶面或晶向可視為相互平行。由此可以判斷,γ、δ相氫化物與α-Zr基體均滿足{0001}//{111}、<112ˉ0>//<110>的晶體學(xué)取向關(guān)系,與冷速無關(guān),且同一Zr晶粒內(nèi)的γ相和δ相氫化物具有完全相同的晶體學(xué)取向。

5.jpg

6.jpg

7.jpg

2.4第二相粒子的作用

圖8為0.5℃/min冷卻條件下Zr-4合金內(nèi)第二相粒子及其周圍氫化物的相分布圖、反極圖和BSESEM像。已知Zr-4合金中第二相粒子主要為金屬間化合物Zr(Fe,Cr)2,如圖8a和b中TKD分析結(jié)果所示,黃色析出相為fcc結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)2。使用BSE-SEM觀察可以發(fā)現(xiàn),圍繞第二相粒子析出的納米氫化物在Zr(Fe,Cr)2顆粒兩側(cè)呈翼狀分布(圖8c),這些納米氫化物能夠生長成為血小板狀氫化物,如圖8d所示。在圖8e中,紅色實線位置展示了第二相粒子在氫化物相互連接、形成條狀形貌過程中的促進(jìn)作用,此外,觀察到沿著紅色虛線密集排列的Zr(Fe,Cr)2相,判斷它們周圍黑色襯度區(qū)域為埋藏在觀察面內(nèi)部的條狀氫化物??紤]第二相粒子界面對H溶質(zhì)原子具有陷阱捕獲作用[27],因此Zr(Fe,Cr)2局部H濃度較高,在冷卻過程中為氫化物提供了優(yōu)先形核位點。緩慢冷卻時,第二相粒子能夠提高氫化物之間的連通性,促進(jìn)條狀氫化物生長達(dá)到數(shù)百微米的長度;在快速冷卻時,第二相粒子可為氫化物提供晶內(nèi)形核位點,促進(jìn)氫化物在Zr晶粒內(nèi)部析出。

8.jpg

3、分析討論

圖9為氫化物與氫化物孿晶的形成示意圖。

9.jpg

hcp密排面堆垛結(jié)構(gòu)中的A、B、C原子占位如圖9a所示,Zr基體向fcc結(jié)構(gòu)氫化物的轉(zhuǎn)變通過Zr原子在{0001}平面上a3[1-100]不全位錯的滑移完成[28],如圖9b所示。相變開始時,藍(lán)色虛線右側(cè)的數(shù)個Zr原子層發(fā)生a3[1-100]不全位錯的滑動,使ABABABABAB堆垛順序變?yōu)锳BCACACACA。接著,Zr原子層依次發(fā)生a3[1-100]的滑移,每一次滑移產(chǎn)生的堆垛層錯的累積促進(jìn)該區(qū)域內(nèi)Zr原子完成hcp→fcc的結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)變。由于所需能量較高,冷卻速率增加難以影響該相變方式,因此不同冷卻條件下γ相和δ相氫化物與α-Zr基體均滿足{0001}//{111}、<11-20>//<110>的取向關(guān)系,且同一氫化物片層中的γ與δ相具有完全一致的晶體學(xué)取向。

Zr基體向氫化物轉(zhuǎn)變過程中,a3<1-100>不全位錯的滑移導(dǎo)致應(yīng)變在氫化物與α-Zr基體的相界處不斷累積,而氫化物孿晶形成則能夠有效緩解相變體積膨脹造成的應(yīng)力集中。氫化物孿晶的形成示意圖如圖9c和d所示,即Zr原子層在進(jìn)行了數(shù)次a3[1-100]不全位錯的滑移之后,反向進(jìn)行a3[-1100]不全位錯的滑移,從而形成ABCABCBACBA堆垛的氫化物孿晶。氫化物析出對Zr基體造成的應(yīng)變可以通過以下公式來計算[29]:

fh.png

式中,δ[]uvtw表示沿[uvtw]方向的應(yīng)變,dα表示Zr基體{uvtw}晶面的面間距,dH為氫化物相應(yīng)平行晶面的面間距。據(jù)此計算,γ氫化物<0001>、<112ˉ0>和<11ˉ00>3個方向析出導(dǎo)致的應(yīng)變分別為5.47%、0.45%和5.77%,總應(yīng)變?yōu)?2.1%;δ氫化物<0001>、<112ˉ0>和<11ˉ00>3個方向析出導(dǎo)致的應(yīng)變分別為7.20%、4.58%和4.58%,總應(yīng)變?yōu)?7.20%。故從應(yīng)變角度分析,γ相更容易作為過渡相在析出的初始階段形成,隨后轉(zhuǎn)變?yōu)棣南?。另一方面,δ氫化物析出時需要微區(qū)H原子與Zr原子的比值為1.5~1.7,而γ氫化物所需比例為1∶1,故與δ氫化物相比,γ相析出所需局部H濃度更低。當(dāng)冷卻速率增加時,H溶質(zhì)原子擴(kuò)散響應(yīng)時間變短,晶內(nèi)固溶H原子難以遷移至晶界、相界處富集,此外,冷卻速率增加還會提高形核過冷度,促進(jìn)氫化物在H濃度較低區(qū)域析出。因此,隨冷卻速率增加,在Zr基體內(nèi)觀察到大量亞穩(wěn)態(tài)γ相氫化物。氫化物析出體積膨脹不僅約束自身長大,形成片層、長條狀,同時對周圍Zr基體造成應(yīng)變,部分應(yīng)變由氫化物孿晶緩解,部分由氫化物以及Zr基體內(nèi)位錯適配。圖10為氫化物析出導(dǎo)致的應(yīng)力場與應(yīng)變場的高分辨EBSD(high-resolutionEBSD,HR-EBSD)表征結(jié)果。圖10a為所選區(qū)域的相分布圖。圖10b和c顯示氫化物析出產(chǎn)生的應(yīng)力應(yīng)變主要分布在氫化物尖端以及氫化物與Zr基體的相界。從應(yīng)變各向異性角度分析(圖10d~f),氫化物尖端存在明顯的垂直于片層厚度方向的拉伸應(yīng)力,這能夠吸收H溶質(zhì)原子向尖端位置擴(kuò)散、促進(jìn)氫化物長大[6]。此外,剪切應(yīng)變(圖10g~i)有利于Zr基體{0001}平面上a3<1-100>不全位錯的滑移[30],促進(jìn)hcp結(jié)構(gòu)α-Zr轉(zhuǎn)變?yōu)閒cc結(jié)構(gòu)氫化物。已有氫化物析出導(dǎo)致的正應(yīng)力與切應(yīng)力協(xié)同作用,誘導(dǎo)新的納米氫化物優(yōu)先在其尖端位置形核、生長,即氫化物的自催化形核[31,32]。因此,條狀氫化物由微觀尺度的血小板氫化物片層堆垛、排列構(gòu)成。緩慢冷卻條件下,擴(kuò)散時間充足,H溶質(zhì)原子可通過長程擴(kuò)散至氫化物尖端,納米氫化物在單個Zr晶粒內(nèi)通過自催化形核堆垛、生長成為血小板狀氫化物,不同Zr晶粒內(nèi)的氫化物通過沿晶或穿晶生長、相互連接,從而形成數(shù)百微米長的條狀氫化物。冷卻速率越慢,能夠完成長程擴(kuò)散的H原子范圍越廣,形成的條狀氫化物越粗大,間距也越寬。冷卻速率較快時,受擴(kuò)散限制,已生成的納米氫化物周圍H濃度無法滿足氫化物繼續(xù)生長的成分條件,Zr晶粒內(nèi)納米氫化物呈現(xiàn)多點形核情況,相鄰Zr晶粒內(nèi)的氫化物無法相互連接,故形成均勻彌散的分布形貌。

10.jpg

4、結(jié)論

(1)隨冷卻速率增加,條狀δ氫化物厚度和間距降低,形成細(xì)小彌散的氫化物分布形貌,微觀上晶內(nèi)氫化物數(shù)量增多,γ氫化物比例升高。

(2)氫化物析出慣習(xí)面為Zr基體{101ˉ7}晶面;同一晶粒內(nèi)γ、δ氫化物取向一致,均與Zr基體滿足

{0001}//{111}、<112ˉ0>//<110>取向關(guān)系;γ相析出導(dǎo)致的應(yīng)變與所需過飽和H濃度低,作為過渡相在初始析出階段形成,隨后轉(zhuǎn)變?yōu)棣南?;氫化物析出慣習(xí)面與取向關(guān)系不受冷卻速率影響。

(3)證實氫化物內(nèi)部存在{111}<112ˉ>孿晶,其通過α-Zr基面上a3<1-100>不全位錯的相反方向滑移形成,氫化物的孿晶結(jié)構(gòu)有利于緩解其析出導(dǎo)致的應(yīng)變。

(4)氫化物的條狀形貌與其析出導(dǎo)致的各向異性的應(yīng)變密切相關(guān)。氫化物尖端的高應(yīng)變,能夠誘導(dǎo)新的納米氫化物在已有氫化物尖端位置優(yōu)先形核、生長,然后通過血小板氫化物堆垛、排列構(gòu)成條狀氫化物。此外,鋯合金中Zr(Fe,Cr)2第二相粒子作為微區(qū)氫陷阱與形核位點,也對氫化物條狀形貌的形成起到促進(jìn)作用。

參考文獻(xiàn)

[1] Bair J, Asle Zaeem M, Tonks M. A review on hydride precipitation in zirconium alloys [J]. J. Nucl. Mater., 2015, 466: 12 

[2] Lee J M, Hong S I. Design and mechanical characterization of a Zr-Nb-O-P alloy [J]. Mater. Des., 2011, 32: 4270 

[3] Suman S, Khan M K, Pathak M, et al. Hydrogen in Zircaloy: Mechanism and its impacts [J]. Int. J. Hydrogen Energy, 2015, 40: 5976 

[4] Courty O, Motta A T, Hales J D. Modeling and simulation of hy‐ drogen behavior in Zircaloy-4 fuel cladding [J]. J. Nucl. Mater., 2014, 452: 311 

[5] Stafford D S. Multidimensional simulations of hydrides during fu‐ el rod lifecycle [J]. J. Nucl. Mater., 2015, 466: 362 

[6] Gong W J, Trtik P, Valance S, et al. Hydrogen diffusion under stress in Zircaloy: High-resolution neutron radiography and finite element modeling [J]. J. Nucl. Mater., 2018, 508: 459 

[7] Lacroix E, Motta A T, Almer J D. Experimental determination of zirconium hydride precipitation and dissolution in zirconium alloy [J]. J. Nucl. Mater., 2018, 509: 162 

[8] Karimi M, Shayegh Boroujeny B, Adelkhani H. The effect of zir‐ conium hydride on the corrosion and mechanical behavior of zirco‐ nium base metal: Experimental and simulation studies [J]. Appl. Surf. Sci. Adv., 2021, 6: 100166 

[9] Bradbrook J S, Lorimer G W, Ridley N. The precipitation of zirco‐ nium hydride in zirconium and Zircaloy-2 [J]. J. Nucl. Mater., 1972, 42: 142 

[10] Lanzani L, Ruch M. Comments on the stability of zirconium hy‐ dride phases in Zircaloy [J]. J. Nucl. Mater., 2004, 324: 165 

[11] Barrow A T W, Korinek A, Daymond M R. Evaluating zirconiumzirconium hydride interfacial strains by nano-beam electron dif‐ fraction [J]. J. Nucl. Mater., 2013, 432: 366 

[12] Barraclough K G, Beevers C J. Some observations on the phase transformations in zirconium hydrides [J]. J. Nucl. Mater., 1970, 34: 125 

[13] Katz O M. Tetragonal hydride in low hydrogen content zircaloy [J]. J. Nucl. Mater., 1970, 36: 335 

[14] Steuwer A, Santisteban J R, Preuss M, et al. Evidence of stressinduced hydrogen ordering in zirconium hydrides [J]. Acta Mater., 2009, 57: 145 

[15] Nath B, Lorimer G W, Ridley N. Effect of hydrogen concentration and cooling rate on hydride precipitation in α-zirconium [J]. J. Nu‐ cl. Mater., 1975, 58: 153 

[16] Long F, Luo Y, Badr N N, et al. Identifying the true structure and origin of the water-quench induced hydride phase in Zr-2.5Nb al‐ loy [J]. Acta Mater., 2021, 221: 117369 

[17] Choi Y, Lee J W, Lee Y W, et al. Hydride formation by high tem‐ perature cathodic hydrogen charging method and its effect on the corrosion behavior of Zircaloy-4 tubes in acid solution [J]. J. Nucl. Mater., 1998, 256: 124 

[18] Kim S D, Rhyim Y, Kim J S, et al. Characterization of zirconium hydrides in Zircaloy-4 cladding with respect to cooling rate [J]. J. Nucl. Mater., 2015, 465: 731 

[19] Sidhu S S, Murthy N S S, Campos F P, et al. Neutron and X-ray diffraction studies on nonstoichiometric metal hydrides [R]. Ar‐ gonne, IL: Argonne National Laboratory, 1962 

[20] Zhu X Y, Lin D Y, Fang J, et al. Structure and thermodynamic properties of zirconium hydrides by structure search method and first principles calculations [J]. Comput. Mater. Sci., 2018, 150: 77 

[21] Shiman O V, Daymond M R. Phase transformation and microstruc‐ tural changes during the hydriding and aging processes in dual phase Zr alloy [J]. Mater. Chem. Phys., 2019, 231: 48 

[22] Kiran Kumar N A P, Szpunar J A. EBSD studies on microstructure and crystallographic orientation of δ -hydrides in Zircaloy-4, Zr1% Nb and Zr-2.5% Nb [J]. Mater. Sci. Eng., 2011, A528: 6366 

[23] Kiran Kumar N A P, Szpunar J A, He Z. Preferential precipitation of hydrides in textured Zircaloy-4 sheets [J]. J. Nucl. Mater., 2010, 403: 101 

[24] Wang S Y, Giuliani F, Britton T B. Microstructure and formation mechanisms of δ-hydrides in variable grain size Zircaloy-4 studied by electron backscatter diffraction [J]. Acta Mater., 2019, 169: 76 

[25] Westlake D G. The habit planes of zirconium hydride in zirconium and zircaloy [J]. J. Nucl. Mater., 1968, 26: 208 

[26] Roy C, Jacques J G. {10-17} hydride habit planes in single crystal zirconium [J]. J. Nucl. Mater., 1969, 31: 233 

[27] Jones C, Tuli V, Shah Z, et al. Evidence of hydrogen trapping at second phase particles in zirconium alloys [J]. Sci. Rep., 2021, 11: 4370 

[28] Carpenter G J C. The precipitation of γ-zirconium hydride in zirco‐ nium [J]. Acta Metall., 1978, 26: 1225 

[29] Carpenter G J C. The dilatational misfit of zirconium hydrides pre‐ cipitated in zirconium [J]. J. Nucl. Mater., 1973, 48: 264 

[30] Li J H, Wang Z Y, Wu H, et al. Microstructural and crystallograph‐ ic analysis of hydride reorientation in a zirconium alloy cladding tube [J]. J. Nucl. Mater., 2020, 537: 152232 

[31] Perovic V, Weatherly G C, Simpson C J. Hydride precipitation in α/β zirconium alloys [J]. Acta Metall., 1983, 31: 1381 

[32] Perovic V, Purdy G R, Brown L M. Autocatalytic nucleation and elastic stabilization of linear arrays of plate-shaped precipitates [J]. Acta Metall., 1981, 29: 889

相關(guān)鏈接

Copyright ? 2020 www.yebxth.cn 版權(quán)所有    陜ICP備20000282號    在線統(tǒng)計
? 2020 寶雞寶鋯金屬材料有限公司 版權(quán)所有
在線客服
客服電話

全國免費服務(wù)熱線
0917 - 3370005
掃一掃

bg-zr.com
寶鋯金屬手機(jī)網(wǎng)

返回頂部