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核燃料護套在高溫下的腐蝕現象
Thesis

核燃料護套在高溫下的腐蝕現象

莊鴻瑜
Masters, National Tsing Hua University
1984

Abstract

護套腐蝕拋物線法則氧化
護套溫度為1000 ?1400℃ 的範圍內,我們測出鋯四合金在流動蒸汽中的氧化反應速率,氧化量的測量是採用金相觀察的方法,來測得氧化層厚度。氧化反應在1000℃以上時,其反應速率常數無論是氧化層(ZrO2)或次層(α相)甚至ζT 相(ζT=ZrO2+α)都是遵循著拋物線法則(parabolic law)。以下就是這三者的反應速率常數:(δ2)zro2=7.080×10-3 exp(-32611/RT)(cm)2/sec(δ2)α=0.2552 exp(-40969/RT)(cm)2/sec(δ2)ζT=0.2350 exp(-37493/RT)(cm)2/sec對氧化層而言,在溫度高於 1038 ℃時,吾人的反應速率常數比 Baker-Just 導得的結果還要低,而且當溫度愈高時兩者的差距愈大。在非等溫暫態分析上,我們利用等溫氧化導出的結果,先應用到簡單的線性暫態分析上,來比較實際測量的結果與計算的結果,發現兩者相當接近。而後再應用到較複雜的非線性暫態,結困也發現,理論計算值與實際測量值相當符合。因此本實驗所求得的氧化反應模式不僅符合等溫的氧化反應機構,亦能適用於冷卻水流失事故下線性及非線性的暫態氧化反應。

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