Zr－4合金管环向性能测试研究

采用对开式拉伸法（ＮＯＬ环法），对反应堆中常用构件Ｚｒ－４合金薄壁细管，在不同温度条件下进行了环向拉伸试验。通过对拉伸曲线的修正和炉内试样颈缩处承载面积的确定，得到了Ｚｒ－４合金管在不同温度条件下，环向拉伸的真应力一真应变关系及强度、塑性指标。     

Zr—4中合金元素的表面偏聚

Ｚｒ－４合金中合金元素的表面偏聚可能影响它的性质，用带有加热装置的俄歇电子能谱仪分析了Ｚｒ－４试样在４００－６００℃条件下加热不同时间的表面偏聚现象，发现试样加热到４００℃以上时，Ｓｎ元素有明显的表面偏聚现象。     

Zr—4合金中第二相Zr（Fe,Cr）2的电化学分离

通过测定Ｚｒ－４合金和Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２合金在各种电解液中的阳极极化行为，和对阳极产物的电子显微镜和Ｘ射线衍射分析，得到了一种适合分离Ｚｒ－４合金中第二相Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２的电解液：乙醇：正丁醇：高氯酸＝２５：３：２；室温条件下，控制电位为－０．４５～－０．８０Ｖ（ＳＣＥ）。     

轧制温度对Zr—4合金板织构的影响

用反极图和织构取向因子等方法研究了经３００￣９８０℃轧制７５％的Ｚｒ－４合金板的织构。实验结果表明：在α相温区内轧制，Ｚｒ－４合金板中形成了［０００２］基极主要取向轧面法向的织构，ｆｎ、ｆｔ和ｆｌ几乎不随轧制温度的变化而改变，ｆｎ：ｆｔ：ｆｌ≈７：２：１；在α＋β双相温区内，随着轧制温度的升高，Ｚｒ－４板中逐渐形成了基极主要取向横向的织构，ｆｎ显著减小，ｆｔ和ｆｌ明显增大。经９４０℃轧制后，ｆｎ：     

Zr－4合金中第二相Zr（Fe，Cr）_2的电化学分离

通过测定Ｚｒ－４合金和Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２：合金在各种电解液中的阳极极化行为，和对阳极产物的电子显微镜和Ｘ射线衍射分析，得到了一种适合分离Ｚｒ－４合金中第二相Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２的电解液：乙醇：正丁醇：高氯酸＝２５：３：２；室温条件下，控制电位为－０．４５￣－０．８０Ｖ（ＳＣＥ）．     

Zr—4合金常温疲劳性能的试验研究

Ｚｒ－４合金是压水堆核电厂核燃料包壳使用的材料，本文按照我国的相关国家标准测试了材料的常温常规力学性能和应变疲劳性能。得到Ｚｒ－４合金在常温条件下的力学性能参数和疲劳裂纹疲劳性能参数。     

Zr－2合金在化学去污液中的辐照吸氢试验

本文叙述了Ｚｒ－２合金在４种去污液中及冷停堆γ辐照场中的吸氢试验。Ｚｒ－２合金经氢分析及金相观察表明：在试验条件下，产生的辐解氢对Ｚｒ－２包壳材料的吸氢无明显影响，更不会导致氢蚀及氢脆。     

Zr—2合金在化学去污液中的辐照吸氢试验

本文叙述了Ｚｒ－２合金在４种去污液中及冷停堆γ辐照场中的吸氢试验。Ｚｒ－２合金经氢分析及金相观察表明：在试验条件下，产生的辐解氢对Ｚｒ－２包壳材料的吸氢无明显影响，更不会导致氢蚀及氢脆。     

不同热处理状态Zr－4合金的疲劳变形机理探讨

测定了不同热处理状态下室温和４００℃时Ｚｒ－４合金的常规力学性能和低周疲劳性能数据。借助于透射电子显微镜观察了疲劳变形亚结构。结果表用：相同循环应变幅下，室温和４００℃下再结晶试样有较好的低周疲劳性能。｛１０１０｝柱面滑移是Ｚｒ－４主要变形方式；高温、高循环应变幅条件下，则可能使锥面滑移被激活。室温下典型的疲劳亚结构是平行的位错线，４００℃下消除应力试样形成了短形位错胞，再结晶试样则形成了拉长的位错胞和垂直分布的位错偶。最后讨论了Ｚｒ－４的疲劳机理。     

不同热处理状态Zr—4合金的疲劳变形机理探讨

测定了不同热处理状态下室温和４００℃时Ｚｒ－４合金的常规力学性能和低周疲劳性能数据。借助于透射电子显微镜观察了疲劳变形亚结构。结果表明：相同循环应变幅下，室温和４００℃下再结晶试样有较好的低周疲劳性能。｛１０１＾－０｝柱面滑移旬Ｚｒ－４主要变 形方式；高温、高循环应变幅条件下，则可能使锥面滑移被激活。室温下典型的疲劳亚结构是平行的位错线，４００℃下消除应力试样形成了矩形位错胞，再结晶试样则形成了拉     

热处理对Zr—4合金中第二相结构和成份的影响

研究了不同热处理制度对Ｚｒ－４合金中第二相结构和成份的影响。Ｚｒ－４合金经１０５０℃β相加热空冷后，析出的第二相为立方结构的Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２，Ｆｅ／Ｃｒ幽会重量比）的２．１－２．５之间，试样重新在６００－８００℃加热３ｈ，晶体结构不发生改变，只是Ｆｅ／Ｃｒ幽会逐渐降至１．９，但在７００－８００℃加热后，有少量的六方结构Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２第二相析出。生产厂提供的Ｚｒ－４板中第二相是六方结构的Ｚ     

U—10Zr合金的电阻率,热导率和相变

用四端引线法测量了Ｕ－１０Ｚｒ（即Ｕ０．７７Ｚｒ０．２３）合金在３００－１３０Ｋ温度范围的电阻，计算出了此温度范围的电阻率。由电阻率－温度由线得到４个相变温度，分别为８８１、９３７、９７１和９９０Ｋ。根据Ｗｉｅｄｅｍａｎｎ－Ｆｒａｎｚ定律计算了各温度的热导率值，它在８８０Ｋ以下的激光脉冲法得到的热导率值符合得很好。在８８０Ｋ以上的值和Ｌｅｉｂｏｗｉｔｚ等得到的Ｕ０．７５Ｚｒ０．２５的热导率值相一致     

Zr－4合金的中子辐照生长

对由两厂分别生产的Ｚｒ－４包壳管样品在重水堆内进行中子辐照试验，辐照温度为６１０Ｋ，快中子注量为４．２×１０￣（２４）ｍ￣（－２）（Ｅ＞１．０ＭｅＶ）。试验结果表明，Ｚｒ－４管的辐照生长应变随辐照中子注量增加呈线性增加。两厂生产的Ｚｒ－４包壳管的生长应变可用Ｇ＝Ａ（φｔ）￣ｎ或Ｇ＝Ｂ＋Ｃ（φｔ）表达式描述，两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响所致。     

用电解精炼法回收和纯化铀和钚的研究Ⅰ．铀－锆合金芯块的直接溶解

采用直接溶解法，研究了时间、温度、搅拌与否及芯块表面积等参数对铀－锆合金在液态镉中的溶解影响。实验结果表明，在４００℃和５００℃、搅拌速度约为１５０ｒ／ｍｉｎ时，铀在液态镉中的溶解度分别为０．４ｇ和２．２ｇ；初始０．５ｈ时，铀溶解速度分别为０．３２ｇ／ｃｍ￣２·ｈ和０．０５ｇ／ｃｍ￣２·ｈ。Ｕ－１０Ｚｒ合金芯块在液态镉中（液态镉与Ｕ－１０Ｚｒ芯块质量比约为７）直接溶解的合适条件为：溶解温度约４８０℃，搅拌速度约１５０ｒ／ｍｉｎ，溶解时间约４ｈ。     

加工工艺对Zr—4管抗疖状腐蚀的影响

应用高压釜，金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ－４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明，改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有更优良的抗疖状腐蚀性能，去应力试样比再结晶试样有较强的抗疖状腐蚀能力，影响Ｚｒ－４合金抗腐蚀性能的主要因素是Ｆｅ和Ｃｒ合金元素在α－Ｚｒ中的固溶含量，而不是第二相粒子的大小。     

用电解精炼法回收和纯化铀和环的研究：I.铀—锆合金芯块的直接…

采用直接溶解法，研究了时间、温度、搅拌与否及芯块表面积等参数对铀－锆合金在液态镉中的溶解影响。实验结果表明，在４００℃和５００℃、搅拌速度约为１５０ｒ／ｍｉｎ时，铀在液态镉中的溶解度分别为０．４ｇ和２．２ｇ；初始０．５ｈ，铀溶解速度分别为０．３２ｇ／ｃｍ＾２．ｈ和０．０５ｇ／ｃｍ＾２．ｈ．Ｕ－１０Ｚｒ合金芯块在液态镉中（液态镉与Ｕ－１０Ｚｒ芯块质量比约为７）直接溶解的合适条件为：溶解温度约４８０℃     

低锡Zr—4包壳管电子束焊接时发生的合金元素蒸发现象

采用电子探针的波谱分析方法,对国产低锡Ｚｒ－４包壳管的环焊缝试样进行表面成份分析。分析结果表明,从焊缝的外边到内边缘,Ｓｎ,Ｃｒ,Ｆｅ元素的化学成份在统计上呈增大趋势,腐蚀后出现了白色产物的试样表层,其Ｓｎ,Ｃｒ,Ｆｅ元素含量相当程度地降低。这一事实表明,国产低锡Ｚｒ－４包壳管采用电子束焊接时,在一定的焊接规范环焊缝的合金元素存在严重蒸发现象,特别是合金中锡元素的蒸发使其锡元素含量低于０．５％,导     

Zr与辐射30%TBP形成萃取界面污物的行为研究

采用萃取法和以＾９５Ｚｒ为示踪剂的放化法、实验研究Ｚｒ与辐照３０％ＴＢＰ－正十二烷在ＨＮＯ３体系中产生界面污物的行为，及Ｚｒ浓度、辐照剂量、ＨＮＯ３浓度和加热加界面污物形成的影响，对不同条件下形成的界面污物固体的红外光谱进行对比分析。     

M5锆合金包壳管轴向和环向拉伸性能测试

对国产及法国产两种M5锆合金包壳管进行拉伸性能测试,包括轴向拉伸及其环向拉伸.测试温度为室温及375 ℃.测试获得了φ9.5 mm×0.57 mm M5锆合金包壳管轴向和环向在两种试验温度下的抗拉强度σb、屈服强度σ0.2、延伸率δ等性能指标.     

国产M5合金包壳管力学性能

高性能锆合金包壳是实现高性能压水堆燃料组件的关键之一。为了解国产M5合金包壳管的力学性能，获得相应的试验数据，进一步开展国产M5合金包壳管的应用性能评价等，开展了国产M5合金包壳管的堆外力学性能试验研究，研究包括不同温度下轴向和环向拉伸、腐蚀后环向拉伸、室温疲劳、内压蠕变、内压爆破性能，并将试验结果与法国产M5合金包壳管相应性能进行了对比。