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核反应堆燃料包壳用FeCrAl合金的腐蚀( Corrosion of FeCrAl alloys used as fuel cladding in nuclear reactors )
G Jiang D Xu P Feng S Guo Y Li
核电站的安全性随着工业化进程的推进对燃料包壳的耐腐蚀性能提出了新的要求。FeCrAl合金有望成为锆合金的替代品。本文综述了锆合金的腐蚀情况,并对FeCrAl合金在核反应堆中的腐蚀行为,包括氧化动力学、腐蚀过程和影响因素进行了综述。锆合金在核水化学中的腐蚀性能是确定的，但相关参数（如冷却剂pH值）的影响机理尚不清楚。LiOH浓度的微小变化可能对腐蚀行为产生相反的影响。不同于锆合金熔覆层，FeCrAl熔覆层在腐蚀环境中表现出不同的动力学行为。可以观察到单、双或三氧化层。具体腐蚀行为取决于水化学性质和主要合金元素的化学反应。总结了FeCrAl合金在核燃料包壳中的发展挑战和前景，以扩大其在核燃料包壳中的工业规模。为了成功地将FeCrAl包层商业化应用，需要进行考虑耐腐蚀性能和其他性能（如机械强度、热工水力特性和中子经济性）的系统评价。
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