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J-GLOBAL ID:201502210244002883   整理番号:15A1263024

Zr基合金における迅速な拡散の研究とシミュレーション

Study and simulations of quick diffusion in Zr-based alloys
著者 (9件):
資料名:
巻: 466  ページ: 80-84  発行年: 2015年11月 
JST資料番号: D0148A  ISSN: 0022-3115  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: オランダ (NLD)  言語: 英語 (EN)
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ジルコニウムとその合金は,原子力産業で広く使用されている。通常の状態では,Zr-合金は,多結晶で,高密度の粒子と境界相を含んでいる。これらの境界は,加速された物質移動の経路として機能する。境界に沿ったZr合金における高速拡散元素(Co,Fe,Cr,Ni)の移動は,通常温度(~550K)での原子炉材料において,偏析,相析出,水素吸収等の技術的に重要な変化を,もたらす。本研究では,低温でのZrの高速拡散のための拡散パラメタが,CoとCrに関して評価された。高速拡散に関するDICTRA(拡散を制御した変化)ソフトウェアのための,改良されたデータベースが得られた。CrとCuについて,α-Zrの結晶粒界における拡散パラメタが,特定の運動拡散モデル[1]から使用された。シミュレートされたプロフィールが,以前の実験研究[2]と比較された。比較結果と改良されたデータベースの妥当性が,議論されている。CrとCuについて,α-Zrの結晶粒界における拡散プロフィルが,380~460Kの温度範囲において,提示されている。Copyright 2015 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.
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分類 (1件):
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原子炉の構成要素と原子炉材料一般 
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