【摘要】 锆及其合金具有优越的机械性能和耐腐蚀性，因此这种金属被认为是IV代核反应堆新型包壳材料的潜在候选材料。

锆及其合金具有优越的机械性能和耐腐蚀性，因此这种金属被认为是IV代核反应堆新型包壳材料的潜在候选材料。然而，新一代核反应堆的工作温度大大超过目前的设计。锆合金作为核电站(NPP)燃料包壳材料的主要问题之一是抗氧化性。人们普遍认为，在高温氧化过程中，金属基体上会形成致密的保护性（达到一定临界厚度值）氧化层。同时，根据抛物线或立方低发生动力学反应。然而，在特定时间，当氧化物厚度超过几毫米时，动力学加速开始，伴随着突然的氧化物开裂和保护性能的丧失。在文献中，这种动力学转变也被称为分离现象。

众所周知，X射线衍射是一种准确有效的工具，可以识别晶体结构，其中X射线束能够被晶体原子衍射到特定方向。为了模拟反应器环境条件，纯锆样品在600 °C下被氧化，并使用XRD技术测量结构特性。测量是在原位条件下进行的，从而有机会在加热、冷却和氧化发生期间记录信号。进行的测量允许研究受不同应力源影响的已开发氧化锆的结构特性，即：热和生长。

Kurpaska在高温下研究氧化锆层时，利用XRD提供了关于存在哪些氧化物相的数据。衍射图中的偏移还可以作为信息来源，例如，它们可能与产生的应力（热、残余和/或增长）的量相关。他发明了一种基于X射线衍射数据的应力计算方法，回顾锆和氧化锆相的晶体学数据，并找到有关四方晶系和单斜晶系分数测定的信息，因为这些方面的影响决定了锆合金的保护性能。

 

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