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能源生产与储存

核

安全是主要问题，不仅在核电站的初期建设，而且在运行过程中也是如此。其中一个关键的领域是防止辐射和辐射材料的暴露，例如防止在核反应堆中使用的锆合金材料开裂，用于将放射性柱与周围的冷却水隔离，并用于压力管。

锆合金氢的溶解度低，导致过量的氢沉淀为氢化锆。这导致了脆化、延迟氢裂解和氢化物起泡，所有这些都限制了材料的寿命，并造成了环境问题。因此，了解氢化锆沉淀背后的过程是至关重要的，能够获得这一了解的第一步是能够检测和分析锆合金材料中的ZrH沉淀。

EDS不能检测ZrH，而EBSD可以很容易地识别和表征ZrH在锆基体中的析出相。从而为核电站用锆合金零件的寿命估算提供了有价值的信息。

应用笔记

锆合金由于其热中子俘获截面低以及良好的机械和腐蚀性能而被用于核反应堆。然而，由于氢化物颗粒的形成，它们会遭受延迟氢裂解(DHC)。该研究表明，EBSD可用于表征氢化物的取向关系与基体、内部结构和局部取向偏差。

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在这种应用中，加工的高温合金的韧性远远低于预期(和要求)。使用自动EBSD进行了简短的调查，以确定不期望的物理特性的原因。

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