Accident tolerant fuels for LWRs: A perspective
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2014
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Resistance of ferritic FeCrAl alloys to stress corrosion cracking for light water reactor fuel cladding applications
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2020
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Hydrothermal corrosion of 2nd generation FeCrAl alloys for accident tolerant fuel cladding
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2020
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Advanced oxidation-resistant iron-based alloys for LWR fuel cladding
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2014
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
... [4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Uniform corrosion of FeCrAl cladding tubing for accident tolerant fuels in light water reactors
2021
A study of the oxidation of FeCrAl alloy in pressurized water and high-temperature steam environment
2015
Versatile oxide films protect FeCrAl alloys under normal operation and accident conditions in light water power reactors
2018
Risk-informed safety analysis for accident tolerant fuels
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2020
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Cladding burst behavior of Fe-based alloys under LOCA
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2016
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
... [9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Burst behavior of nuclear grade FeCrAl and Zircaloy-2 fuel cladding under simulated cyclic dryout conditions
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2020
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Parametric and experimentally informed BWR severe accident analysis using FeCrAl (M3FT-17OR020205041)
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2017
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Microstructure and tensile behavior of powder metallurgy FeCrAl accident tolerant fuel cladding
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2022
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Effect of radiation damage and water radiolysis on corrosion of FeCrAl alloys in hydrogenated water
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2020
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Improving nuclear power plant safety with FeCrAl alloy fuel cladding
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2017
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Precipitation of α′ in neutron irradiated commercial FeCrAl alloys
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2018
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Preliminary evaluation of FeCrAl-UN fuel rod performance
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2019
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Study on irradiation behavior of fuel rods with FeCrAl cladding
2017
Simulation analysis of FeCrAl-UN fuel rod performance
2021
Ion irradiation behavior of a new type of nuclear grade FeCrAl alloy
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2019
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
一种新型核级FeCrAl合金的离子辐照行为
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2019
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Study on fretting wear performance of four cladding materials for nuclear power
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2021
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
四种核电用包壳材料的微动磨损性能研究
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2021
... 虽然锆合金长期用作轻水堆燃料包壳材料，但福岛事故表明，锆合金包壳暴露在超过1200 ℃的水蒸气中，锆与水蒸气发生快速氧化反应，并产生大量可燃气体氢气，构成核安全隐患.为了防止类似灾难再度发生，并提高核反应堆的安全性，国际上提出了耐事故燃料(ATF)的概念[1].铁素体FeCrAl合金已成为ATF包壳技术解决方案中具有前景的候选材料.FeCrAl具有体心立方(BCC)结构，具有优异的抗水腐蚀性能[2,3]，优异的抗高温水蒸气和空气氧化性能[4~8]，并有可预期有更好的高温抗蠕变和力学性能[4,9,10].FeCrAl卓越的抗高温氧化性能可大幅减少在发生严重事故情况下氢气的产生和化学反应放热，而更优异的蠕变/力学性能增强了突发事故下的包壳安全裕量[9~11].特别是在1000 ℃以上的超高温事故中，FeCrAl的抗氧化性能远优于锆合金，安全裕量更大.美国通用电气[12,13]、橡树岭国家实验室[14, 15]、中国核动力研究设计院[16~19]、中广核研究院[20]等均已开展FeCrAl包壳制备工艺与服役性能研究. ...
Analyses of generation and release of tritium in nuclear power plant
1
2015
... 氚作为氢的放射性同位素(半衰期12.33 a)，在自然界中含量极低.氚作为核电厂排放到环境中的放射性核素之一，是核设施放射性剂量评估的主要放射性核素.在压水堆中，氚主要由燃料棒中的三元裂变、可燃毒物棒中的B活化以及一回路冷却剂中B、Li和氘流经反应堆堆芯时活化产生[21].从环境保护和辐射防护的角度来看，各国监管机构对放射性排放物的排放进行了限制，其中氚的排放限值是每个核电站建设机组个数的主要决定因素.对于当前的UO2-Zr燃料系统，如果使用锆合金作为燃料棒包壳，氚会与锆合金反应形成氚化锆.一旦形成氚化锆，燃料三元裂变产生的氚通过锆合金包壳扩散到冷却剂中的速率将远低于FeCrAl[22,23].此外，锆合金包壳外表面的ZrO2层可以进一步减少氚的扩散.FeCrAl因无法形成稳定氢化物，氚渗透率显著高于锆合金，可能引发核电站运行氚排放的辐射剂量问题[24]. ...
核电厂氚的产生和排放分析
1
2015
... 氚作为氢的放射性同位素(半衰期12.33 a)，在自然界中含量极低.氚作为核电厂排放到环境中的放射性核素之一，是核设施放射性剂量评估的主要放射性核素.在压水堆中，氚主要由燃料棒中的三元裂变、可燃毒物棒中的B活化以及一回路冷却剂中B、Li和氘流经反应堆堆芯时活化产生[21].从环境保护和辐射防护的角度来看，各国监管机构对放射性排放物的排放进行了限制，其中氚的排放限值是每个核电站建设机组个数的主要决定因素.对于当前的UO2-Zr燃料系统，如果使用锆合金作为燃料棒包壳，氚会与锆合金反应形成氚化锆.一旦形成氚化锆，燃料三元裂变产生的氚通过锆合金包壳扩散到冷却剂中的速率将远低于FeCrAl[22,23].此外，锆合金包壳外表面的ZrO2层可以进一步减少氚的扩散.FeCrAl因无法形成稳定氢化物，氚渗透率显著高于锆合金，可能引发核电站运行氚排放的辐射剂量问题[24]. ...
Hydrogen embrittlement in different materials: A review
1
2018
... 氚作为氢的放射性同位素(半衰期12.33 a)，在自然界中含量极低.氚作为核电厂排放到环境中的放射性核素之一，是核设施放射性剂量评估的主要放射性核素.在压水堆中，氚主要由燃料棒中的三元裂变、可燃毒物棒中的B活化以及一回路冷却剂中B、Li和氘流经反应堆堆芯时活化产生[21].从环境保护和辐射防护的角度来看，各国监管机构对放射性排放物的排放进行了限制，其中氚的排放限值是每个核电站建设机组个数的主要决定因素.对于当前的UO2-Zr燃料系统，如果使用锆合金作为燃料棒包壳，氚会与锆合金反应形成氚化锆.一旦形成氚化锆，燃料三元裂变产生的氚通过锆合金包壳扩散到冷却剂中的速率将远低于FeCrAl[22,23].此外，锆合金包壳外表面的ZrO2层可以进一步减少氚的扩散.FeCrAl因无法形成稳定氢化物，氚渗透率显著高于锆合金，可能引发核电站运行氚排放的辐射剂量问题[24]. ...
Hydrogen permeation in FeCrAl alloys for LWR cladding application
2
2015
... 氚作为氢的放射性同位素(半衰期12.33 a)，在自然界中含量极低.氚作为核电厂排放到环境中的放射性核素之一，是核设施放射性剂量评估的主要放射性核素.在压水堆中，氚主要由燃料棒中的三元裂变、可燃毒物棒中的B活化以及一回路冷却剂中B、Li和氘流经反应堆堆芯时活化产生[21].从环境保护和辐射防护的角度来看，各国监管机构对放射性排放物的排放进行了限制，其中氚的排放限值是每个核电站建设机组个数的主要决定因素.对于当前的UO2-Zr燃料系统，如果使用锆合金作为燃料棒包壳，氚会与锆合金反应形成氚化锆.一旦形成氚化锆，燃料三元裂变产生的氚通过锆合金包壳扩散到冷却剂中的速率将远低于FeCrAl[22,23].此外，锆合金包壳外表面的ZrO2层可以进一步减少氚的扩散.FeCrAl因无法形成稳定氢化物，氚渗透率显著高于锆合金，可能引发核电站运行氚排放的辐射剂量问题[24]. ...
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Permeation of hydrogen in 21-6-9 austenitic stainless steel
1
1987
... 氚作为氢的放射性同位素(半衰期12.33 a)，在自然界中含量极低.氚作为核电厂排放到环境中的放射性核素之一，是核设施放射性剂量评估的主要放射性核素.在压水堆中，氚主要由燃料棒中的三元裂变、可燃毒物棒中的B活化以及一回路冷却剂中B、Li和氘流经反应堆堆芯时活化产生[21].从环境保护和辐射防护的角度来看，各国监管机构对放射性排放物的排放进行了限制，其中氚的排放限值是每个核电站建设机组个数的主要决定因素.对于当前的UO2-Zr燃料系统，如果使用锆合金作为燃料棒包壳，氚会与锆合金反应形成氚化锆.一旦形成氚化锆，燃料三元裂变产生的氚通过锆合金包壳扩散到冷却剂中的速率将远低于FeCrAl[22,23].此外，锆合金包壳外表面的ZrO2层可以进一步减少氚的扩散.FeCrAl因无法形成稳定氢化物，氚渗透率显著高于锆合金，可能引发核电站运行氚排放的辐射剂量问题[24]. ...
氢在21-6-9奥氏体不锈钢中的渗透
1
1987
... 氚作为氢的放射性同位素(半衰期12.33 a)，在自然界中含量极低.氚作为核电厂排放到环境中的放射性核素之一，是核设施放射性剂量评估的主要放射性核素.在压水堆中，氚主要由燃料棒中的三元裂变、可燃毒物棒中的B活化以及一回路冷却剂中B、Li和氘流经反应堆堆芯时活化产生[21].从环境保护和辐射防护的角度来看，各国监管机构对放射性排放物的排放进行了限制，其中氚的排放限值是每个核电站建设机组个数的主要决定因素.对于当前的UO2-Zr燃料系统，如果使用锆合金作为燃料棒包壳，氚会与锆合金反应形成氚化锆.一旦形成氚化锆，燃料三元裂变产生的氚通过锆合金包壳扩散到冷却剂中的速率将远低于FeCrAl[22,23].此外，锆合金包壳外表面的ZrO2层可以进一步减少氚的扩散.FeCrAl因无法形成稳定氢化物，氚渗透率显著高于锆合金，可能引发核电站运行氚排放的辐射剂量问题[24]. ...
Tritium permeation through clean construction alloys
1
1979
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Hydrogen transport and solubility in 316L and 1.4914 steels for fusion reactor applications
1988
The behavior of diffusion and permeation of tritium through 316L stainless steel
1991
Permeability, solubility and diffusivity of hydrogen isotopes in stainless steels at high gas pressures
3
2007
... 鉴于氚的放射性，行业内广泛采用氘气替代氚气进行测试，该方法兼具实践经验与理论基础[28].本研究同样选用氘气替代氚气，对FeCrAl材料中氢同位素的渗透性能测试.通过氢、氘、氚渗透性能间的经典转换关系，能够推算出氚的渗透率、扩散系数和溶解度.根据Fick第一定律和Sievert定律，氘通过材料的稳态渗透流量采用以下方程表示[28]： ...
... [28]： ...
... 一般情况下，结合氘渗透行为曲线，tl取0.6299 J∞所对应氘原子流强的时间，这种由式(3)确定扩散系数D的方法称为时间迟滞法[28].本实验使用的氘在FeCrAl中的渗透实验装置如图1所示，为确保该装置及测试方法的准确性与可靠性，采用316L不锈钢材料，与相关文献中的实验数据进行对比验证[34].由于质谱仪具有毫秒级响应，能实现下游氘分压的实时动态测量，得到tl.实验设定氢分压为0.10 MPa、测试温度300~550 ℃、样品厚度0.5 mm. ...
Hydrogen permeation through type 316 stainless steels and ferritic steel for a fusion reactor
1
1985
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Hydrogen permeation behaviour in austenitic stainless steels
1
1989
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Compositional variation of hydrogen permeability in ferritic alloys and steels
1
1996
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Influence of the surface processes on the hydrogen permeation through ferritic steel and amorphous Fe40Ni40Mo4B16 alloy specimens
1
1997
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Influence of the Cr content on the permeation of hydrogen in Fe alloys
2
2013
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
... ,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Deuterium permeability and diffusivity in FeCrAl alloys for LWR cladding application
3
2022
... 一般情况下，结合氘渗透行为曲线，tl取0.6299 J∞所对应氘原子流强的时间，这种由式(3)确定扩散系数D的方法称为时间迟滞法[28].本实验使用的氘在FeCrAl中的渗透实验装置如图1所示，为确保该装置及测试方法的准确性与可靠性，采用316L不锈钢材料，与相关文献中的实验数据进行对比验证[34].由于质谱仪具有毫秒级响应，能实现下游氘分压的实时动态测量，得到tl.实验设定氢分压为0.10 MPa、测试温度300~550 ℃、样品厚度0.5 mm. ...
... [
34]
Deuterium permeation test apparatus<sup>[<xref ref-type="bibr" rid="R34">34</xref>]</sup>Fig.1![]()
采用高纯度Fe、Cr、Al、Mo和Nb金属单质为原料，通过真空感应熔炼制得Fe-13Cr-4.5Al-2.2Mo-1.1Nb合金铸锭.再先将其加热至1150 ℃并恒温保持2 h，随后实施热锻加工，使材料产生75%的塑性变形；在800 ℃温度环境下开展热轧工艺，最终形成合金板材.为实现第二相的充分溶解，获取过饱和固溶体组织，对合金板材进行1200 ℃高温固溶处理，处理完成后立即采用水冷淬火工艺.为获取实验样品，将合金板材切割成直径20 mm的圆片状.依次使用120#、600#、1200#、2000#砂纸进行表面打磨处理，配合9与3 nm金刚石研磨液实施机械抛光，并通过3 h以上的振动抛光精细处理，确保样品表面光洁度符合测试要求.最后，将打磨抛光后的试样置于酒精溶液中，利用超声波清洗设备进行10 min的深度清洗，清洗结束后迅速干燥，以有效清除表面附着的杂质. ...
... [
34]
Fig.1![]()
采用高纯度Fe、Cr、Al、Mo和Nb金属单质为原料，通过真空感应熔炼制得Fe-13Cr-4.5Al-2.2Mo-1.1Nb合金铸锭.再先将其加热至1150 ℃并恒温保持2 h，随后实施热锻加工，使材料产生75%的塑性变形；在800 ℃温度环境下开展热轧工艺，最终形成合金板材.为实现第二相的充分溶解，获取过饱和固溶体组织，对合金板材进行1200 ℃高温固溶处理，处理完成后立即采用水冷淬火工艺.为获取实验样品，将合金板材切割成直径20 mm的圆片状.依次使用120#、600#、1200#、2000#砂纸进行表面打磨处理，配合9与3 nm金刚石研磨液实施机械抛光，并通过3 h以上的振动抛光精细处理，确保样品表面光洁度符合测试要求.最后，将打磨抛光后的试样置于酒精溶液中，利用超声波清洗设备进行10 min的深度清洗，清洗结束后迅速干燥，以有效清除表面附着的杂质. ...
Studies on oxidation and deuterium permeation behavior of a low temperature α-Al2O3-forming Fe-Cr-Al ferritic steel
2016
Efficient deuterium permeation reduction coating formed by oxidizing the Fe-Cr-Al ferritic steel in reduced oxygen atmosphere at 973 K
2020
Hydrogen isotopes permeation in clean or unoxidized FeCrAl alloys: A review
2022
Development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel cladding for BWRs in Japan
1
2021
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Research progress of detection techniques for permeated hydrogen
1
2023
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
渗透氢检测方法研究进展
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2023
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Corrosion behavior of three super austenitic stainless steels in a molten salts mixture at 650-750 ℃
1
2023
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
超级奥氏体不锈钢的热腐蚀行为及机理研究
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2023
... 自20世纪60年代以来，氢同位素在常规奥氏体300系列不锈钢[25~29]、铁素体不锈钢[30,31]和铁素体-马氏体不锈钢[32]中的渗透性能已经通过实验和理论[33]广泛研究.最近发表的一些研究工作测量了不同成分的FeCrAl合金中氢同位素的渗透率[23,33~38].然而，氢同位素在FeCrAl渗透实验过程中，表面可能会发生氧化[39,40]，理论上能够有效阻止氢同位素的渗透作用.本研究聚焦测试过程中FeCrAl表面氧化膜对氘渗透性能的影响，为ATF包壳材料研发提供数据支撑. ...
Hydrogen transport in austenitic stainless steel
1
1975
... 然而，当温度达到550 ℃时，渗透数据与450 ℃时相比出现了反常现象，渗透率、扩散系数和溶解度的数值均出现了下降.尽管在测试之前，实验装置处于高真空状态，真空度优于4 × 10-6 Pa，但实验装置中仍可能残留有微量的氧气分子.若样品表面生成氧化膜，可作为渗透屏障，有效阻挡氘的渗透.有学者[41]在进行氢同位素在传统奥氏体不锈钢材料中的渗透实验时观察到，实验过程中样品表面发生氧化，并且同时观察到氢同位素渗透率的降低，这与本文中Fe-13Cr-4.5Al-2.2Mo-1.1Nb合金氘渗透测试的结果趋势一致. ...
Handbook of X-Ray Photoelectron Spectroscopy
1
1992
... 图9展示了经360 ℃氘渗透测试后的Fe-13Cr-4.5Al-2.2Mo-1.1Nb合金样品XPS表征结果，并得到的表面原子分数分别为：Fe 15.2%、Cr 1.1%、Al 1.2%、O 82.5%.氧含量处于较高水平，表明即使在360 ℃这样的较低测试温度条件下，样品表面生成了氧化薄膜，含有Cr2O3、Fe2O3、Al2O3.图9a展示Cr 2p3/2峰位于576.67 eV处，与Cr2O3中Cr 2p3/2峰位置[42](576.90和576.70 eV)极为接近.Cr 2p3/2与Cr 2p1/2两峰间的结合能差值是9.77 eV，说明Cr以Cr2O3的形式存在[43].图9b对Fe分析表明，Fe 2p3/2主峰位置在710.68 eV，与Fe2O3峰位[44]接近，说明存在Fe2O3.结合晶格氧结合能为529.71 eV，图9c说明样品中存在金属氧化物，且第二结合能峰位为531.15 eV，与Al2O3的标准结合能相近，表明样品表面存在Al2O3. ...
An investigation of thin oxide films thermally grown in situ on Fe 24Cr and Fe 24Cr 11Mo by auger electron spectroscopy and X-ray photoelectron spectroscopy
1
1986
... 图9展示了经360 ℃氘渗透测试后的Fe-13Cr-4.5Al-2.2Mo-1.1Nb合金样品XPS表征结果，并得到的表面原子分数分别为：Fe 15.2%、Cr 1.1%、Al 1.2%、O 82.5%.氧含量处于较高水平，表明即使在360 ℃这样的较低测试温度条件下，样品表面生成了氧化薄膜，含有Cr2O3、Fe2O3、Al2O3.图9a展示Cr 2p3/2峰位于576.67 eV处，与Cr2O3中Cr 2p3/2峰位置[42](576.90和576.70 eV)极为接近.Cr 2p3/2与Cr 2p1/2两峰间的结合能差值是9.77 eV，说明Cr以Cr2O3的形式存在[43].图9b对Fe分析表明，Fe 2p3/2主峰位置在710.68 eV，与Fe2O3峰位[44]接近，说明存在Fe2O3.结合晶格氧结合能为529.71 eV，图9c说明样品中存在金属氧化物，且第二结合能峰位为531.15 eV，与Al2O3的标准结合能相近，表明样品表面存在Al2O3. ...
Resolving surface chemical states in XPS analysis of first row transition metals, oxides and hydroxides: Cr, Mn, Fe, Co and Ni
1
2011
... 图9展示了经360 ℃氘渗透测试后的Fe-13Cr-4.5Al-2.2Mo-1.1Nb合金样品XPS表征结果，并得到的表面原子分数分别为：Fe 15.2%、Cr 1.1%、Al 1.2%、O 82.5%.氧含量处于较高水平，表明即使在360 ℃这样的较低测试温度条件下，样品表面生成了氧化薄膜，含有Cr2O3、Fe2O3、Al2O3.图9a展示Cr 2p3/2峰位于576.67 eV处，与Cr2O3中Cr 2p3/2峰位置[42](576.90和576.70 eV)极为接近.Cr 2p3/2与Cr 2p1/2两峰间的结合能差值是9.77 eV，说明Cr以Cr2O3的形式存在[43].图9b对Fe分析表明，Fe 2p3/2主峰位置在710.68 eV，与Fe2O3峰位[44]接近，说明存在Fe2O3.结合晶格氧结合能为529.71 eV，图9c说明样品中存在金属氧化物，且第二结合能峰位为531.15 eV，与Al2O3的标准结合能相近，表明样品表面存在Al2O3. ...
First-principles study on the dissolution and diffusion properties of hydrogen in α-Al2O3
1
2021
... 上述氢在氧化物中的相关特性对氢同位素渗透率会产生明显的影响.氢气分子活性较低，以整体分子形式在氧化物表面解离困难，需要较高的激活能.氢分子在氧化物表面的解离和吸附速率，主要取决于氧化物的晶体结构和缺陷情况，比如金属阳离子与氧阴离子的相对大小以及氧化物自身的缺陷[45].不过，无论是在金属还是氧化物中，氢的溶解都是以原子形式进行的.氢在氧化物中的溶解度预计与气体压力遵循相同的平方根关系，直至表面吸附过程达到速率限制.氧化物中的氢会与氧阴离子相互作用，相比金属晶格，氢原子在氧化物晶格结构中迁移时，其激活能更大.金属晶格中的间隙及相关通道足够大，能够容纳氢原子，因此氢在金属晶格中的扩散并不需要空位或晶界等缺陷.综合氢在氧化物中的溶解度、扩散性、原子相互作用以及结构特性等因素，导致氧化物的氢渗透率远远低于金属.一些学者开展的FeCrAl合金氧化和渗透实验展现了类似的结果.Li等[46]针对APMT合金在573~873 K的静止空气中100~1000 h的时效研究表明，不同温度下其氧化膜状态存在差异.当温度处于673 K及以下时，氧化物呈现为含有Fe、Cr的非晶态和尖晶石的混合物；在773 K且时效时间增加到100 h及以上时，氧化物的内层转变为α-Al2O3晶体；而在873 K的高温下，形成了内区Al富集、外区Cr-Fe富集的多层氧化物，并且连续的α-Al2O3晶体氧化膜在873 K的空气中经过几个小时的老化即可形成.Li等[47]针对C26M合金研究表明，时效时间为100~2000 h，与APMT合金的主要差异在于，C26M在更低的773 K温度下，便出现了连续的α-Al2O3晶体.这表明不同合金在氧化过程中，氧化膜状态随温度和时效时间的变化规律存在一定区别，为深入理解FeCrAl合金的氧化特性提供了丰富的数据支持. ...
Oxide morphology of a FeCrAl alloy, Kanthal APMT, following extended aging in air at 300 ℃ to 600 ℃
1
2018
... 上述氢在氧化物中的相关特性对氢同位素渗透率会产生明显的影响.氢气分子活性较低，以整体分子形式在氧化物表面解离困难，需要较高的激活能.氢分子在氧化物表面的解离和吸附速率，主要取决于氧化物的晶体结构和缺陷情况，比如金属阳离子与氧阴离子的相对大小以及氧化物自身的缺陷[45].不过，无论是在金属还是氧化物中，氢的溶解都是以原子形式进行的.氢在氧化物中的溶解度预计与气体压力遵循相同的平方根关系，直至表面吸附过程达到速率限制.氧化物中的氢会与氧阴离子相互作用，相比金属晶格，氢原子在氧化物晶格结构中迁移时，其激活能更大.金属晶格中的间隙及相关通道足够大，能够容纳氢原子，因此氢在金属晶格中的扩散并不需要空位或晶界等缺陷.综合氢在氧化物中的溶解度、扩散性、原子相互作用以及结构特性等因素，导致氧化物的氢渗透率远远低于金属.一些学者开展的FeCrAl合金氧化和渗透实验展现了类似的结果.Li等[46]针对APMT合金在573~873 K的静止空气中100~1000 h的时效研究表明，不同温度下其氧化膜状态存在差异.当温度处于673 K及以下时，氧化物呈现为含有Fe、Cr的非晶态和尖晶石的混合物；在773 K且时效时间增加到100 h及以上时，氧化物的内层转变为α-Al2O3晶体；而在873 K的高温下，形成了内区Al富集、外区Cr-Fe富集的多层氧化物，并且连续的α-Al2O3晶体氧化膜在873 K的空气中经过几个小时的老化即可形成.Li等[47]针对C26M合金研究表明，时效时间为100~2000 h，与APMT合金的主要差异在于，C26M在更低的773 K温度下，便出现了连续的α-Al2O3晶体.这表明不同合金在氧化过程中，氧化膜状态随温度和时效时间的变化规律存在一定区别，为深入理解FeCrAl合金的氧化特性提供了丰富的数据支持. ...
Intermediate temperature corrosion behaviour of Fe-12Cr-6Al-2Mo-0.2Si-0.03Y alloy (C26M) at 300-600 ℃
1
2019
... 上述氢在氧化物中的相关特性对氢同位素渗透率会产生明显的影响.氢气分子活性较低，以整体分子形式在氧化物表面解离困难，需要较高的激活能.氢分子在氧化物表面的解离和吸附速率，主要取决于氧化物的晶体结构和缺陷情况，比如金属阳离子与氧阴离子的相对大小以及氧化物自身的缺陷[45].不过，无论是在金属还是氧化物中，氢的溶解都是以原子形式进行的.氢在氧化物中的溶解度预计与气体压力遵循相同的平方根关系，直至表面吸附过程达到速率限制.氧化物中的氢会与氧阴离子相互作用，相比金属晶格，氢原子在氧化物晶格结构中迁移时，其激活能更大.金属晶格中的间隙及相关通道足够大，能够容纳氢原子，因此氢在金属晶格中的扩散并不需要空位或晶界等缺陷.综合氢在氧化物中的溶解度、扩散性、原子相互作用以及结构特性等因素，导致氧化物的氢渗透率远远低于金属.一些学者开展的FeCrAl合金氧化和渗透实验展现了类似的结果.Li等[46]针对APMT合金在573~873 K的静止空气中100~1000 h的时效研究表明，不同温度下其氧化膜状态存在差异.当温度处于673 K及以下时，氧化物呈现为含有Fe、Cr的非晶态和尖晶石的混合物；在773 K且时效时间增加到100 h及以上时，氧化物的内层转变为α-Al2O3晶体；而在873 K的高温下，形成了内区Al富集、外区Cr-Fe富集的多层氧化物，并且连续的α-Al2O3晶体氧化膜在873 K的空气中经过几个小时的老化即可形成.Li等[47]针对C26M合金研究表明，时效时间为100~2000 h，与APMT合金的主要差异在于，C26M在更低的773 K温度下，便出现了连续的α-Al2O3晶体.这表明不同合金在氧化过程中，氧化膜状态随温度和时效时间的变化规律存在一定区别，为深入理解FeCrAl合金的氧化特性提供了丰富的数据支持. ...
