锆材在核电站的应用

<正>锆合金的热中子吸收截面小,导热率高、机械性能好,又具有良好的加工性能以及同UO2相容性好,尤其对高温水、高温水蒸气也具有良好的抗蚀性能和足够的热强性,所     

锆合金包壳管加工技术进展

锆合金以其优异的核性能被用作水冷反应堆的燃料包覆材料和其他堆芯结构材料，典型的商业化Zr-2合金用于沸水堆(BWR)，Zr-4合金用于压力堆(PWR)，已取得长期的运行经验，被ASTM列为核工业应用的成熟合金，40多年来没有被其他合金所代替。随着高性能燃料组件的开发，新型高性能锆合金的研究与开发已十分活跃。 改进锆合金的加工工艺与研制新合金是材料研制的两个重要方面，缺一不可。近年来，锆合金加工工艺技术在新工艺、新设备方面有了很大的发展。 1. 大型铸锭的成分均匀化和控制技术 为使锆-锡合金成分均匀化和提高成材率，铸锭必…     

现代化核电用锆材生产线通过国家验收

2004年3月11日，西北锆管有限责任公司核电用锆材生产线建设项目通过了国家验收。     

冷变形工艺对锆合金包壳管氢化物取向的影响

使用4种不同壁厚外径为17.82mm的Zr-4合金半成品管,在KPW25LC轧机上使用相同的参数轧制Φ9.53mm×0.60mm成品管,同炉退火后和矫直后检测不同工艺下的氢化物取向并对比分析,结果表明,冷轧Q值对成品管材的氢化物取向影响至关重要,确定成品轧制Q值与氢化物取向因子的规律,明确管材氢化物取向的影响和控制措施。     

N36锆合金包壳管的高温蠕变行为

研究了N36锆合金包壳管在温度为593~723 K、应力为60~160 MPa条件下的拉伸蠕变行为。结果表明,本试验条件下N36锆合金管材存在不同的蠕变变形机制。593~673K下低应力范围内,蠕变应力因子n约为3,蠕变表观激活能Qapp≈150 k J·mol-1,蠕变变形受位错的粘滞性滑移过程控制;高应力范围内蠕变应力因子n为5~6,蠕变激活能Qapp≈170 k J·mol-1,遵循典型的5次幂律蠕变规律,蠕变变形受位错攀移过程控制。在723 K时,高应力范围内发生幂律失效。N36锆合金包壳管表现为典型的Class A型合金蠕变特征,表现出与Zircaloy合金不同的蠕变规律。     

锆锡合金腐蚀转折机理的讨论

关于Zr-2和Zr-4合金的转折机理有多种假说。其中相变假说认为：锆合金的氧化速度主要受氧化物/金属界面附近t-ZrO2向m-ZrO2转变的控制。在400℃,10.3MPa过热蒸汽中,相变是由应力松驰引起的,在300℃的LiOH水溶液中,OH∧-1与氧空位的相互作用促使t-ZrO2向m-ZrO2转变。本文着重讨论了相变假说及其相变机理,最后提出了自己的观点,氧化膜中压压力达到一定值时,以有Li∧ 进入氧化膜使其力学性能恶化可能导致氧化膜的碎裂,由此引起腐蚀加速和出现转折。     

退火方式对N36锆合金包壳管性能的影响

研究了退火方式对N36锆合金包壳管再结晶程度、力学性能、收缩系数(CSR)、椭圆度以及腐蚀性能的影响。结果表明,在同一退火制度下,采用套管与不采用套管退火相比,管材再结晶程度、强度、CSR性能及短期腐蚀性能没有明显差异,伸长率有所下降;采用套管退火的管材椭圆度没有明显变化,而未采用套管进行退火的管材椭圆度增加明显。     

轻水堆包壳锆材服役环境下延寿策略及研究进展

综述了核反应堆用锆合金的涂层研究现状。主要论述了非金属类涂层、金属类涂层以及MAX相涂层。其中MAX相既具有金属的性质,又具有陶瓷的性质。分析了包壳材料服役环境下的腐蚀行为,包括正常工况下的过热水氧化腐蚀和含锂离子的水溶液腐蚀行为,同时也关注了离子辐照行为以及事故工况下的高温蒸汽腐蚀行为。现有涂层材料普遍具有局限性,研究多侧重于高温蒸汽腐蚀。出现了一些新材料,比如可形成致密氧化膜的MAX相、硅涂层等,但是其正常工况下的应用前景不明。相比而言,金属类涂层在抗腐蚀方面更具优势,然而其抗辐照行为和中子经济性尚待研究。目前单一涂层技术在满足抗辐照和中子经济性的基础上尚不足以同时满足正常工况和高温蒸汽下的抗腐蚀性和高稳定性。组合涂层或者多层膜技术逐步受到重视。多元涂层氧化过程中的元素迁移动力学行为以及涂层基体界面的微合金化对结合力的影响具有深远意义,目前该方面的研究有待突破。     

基于DOE的锆合金包壳管冷轧质量分析及改善

为了提高锆合金包壳管的冷轧质量,通过统计过程控制技术和工序能力分析研究了锆合金包壳管冷轧后的壁厚偏差问题,并基于试验设计(design of experiment, DOE)技术对皮格尔冷轧工艺进行了优化。包壳管冷轧质量分析和工艺优化试验的结果表明,轧制前管材的壁厚偏差和送进量对轧制后的管材壁厚偏差有显著影响;当轧制前管材壁厚偏差<0.3 mm、壁厚变形量为65%、送进量为1.0 mm/次时,轧制后的管材壁厚偏差最小;通过轧制工艺优化后,反映壁厚偏差离散性的极差平均值由0.036减小到0.018,极差波动也明显减小,轧制质量显著提高;当轧制管材壁厚变形量一定时,对轧制前壁厚偏差较大的管材,采用小送进量轧制,可减小轧制后管材的壁厚偏差,达到提高锆合金包壳管材质量的目的。     

核燃料包壳锆合金表面铬涂层研究进展

锆合金凭借其较低的热中子吸收截面、优异的抗辐照性能以及良好的核燃料相容性等优点,被广泛应用于压水堆燃料包壳.福岛核事故后,表面铬涂层改性的锆合金成为耐事故包壳材料的重点研究方向之一,被认为是短期内最有可能投入商业应用的技术.综述了近年来核燃料包壳锆合金表面铬涂层的研究成果.介绍了铬涂层在事故条件下和正常工况条件下的性能优势,分析了其与锆合金基体在热性能上的匹配特性,重点对比了现有的铬涂层制备方法的优缺点,包括激光熔覆、喷涂、物理气相沉积等.其中激光熔覆和喷涂技术具有沉积速度较快、工艺条件相对简单的特点,但涂层厚度和粗糙度偏高,均匀性较差.物理气相沉积技术制得的涂层综合性能好,不足之处是涂层沉积速率较低,沉积过程需要高真空环境.兼顾高质量和低成本且适合商业化生产的包壳管表面铬涂层制备工艺仍有待于深入研究.归纳了铬涂层的高温氧化失效机制,提出在高温氧化过程中,涂层的分层、残余铬层的消耗以及锆元素沿铬晶界的扩散,是产生氧快速扩散通道并最终导致涂层失效的主要原因.最后指出了当前研究中存在的若干问题及其解决措施,为包壳锆合金表面铬涂层的进一步研究提供参考.     

各国钛容器规范要点（Ⅱ）

综述在下一个五年计划及下世纪初。钛管、锆合金管在我国电厂建设中的应用概况与前景，研讨了促进我国电站用钛、锆管工业为满足市场需求，与国际先进水平接轨应采取的举措。     

核电防腐工作过程管理

主要介绍核电站运行初期日常防腐工作过程的管理情况,包括工作票准备、现场执行及经验反馈方面的工作,并提出一些建议,希望对核电的防腐工作有所帮助。     

核电防腐工作负责人经验浅谈

结合核电的工作经验,主要介绍在核电站运行期间防腐工作负责人在工作准备、现场执行、经验反馈方面的工作内容,及对工作负责人个人素质的要求,并分享一些工作中的经验,希望对核电防腐工作的现场执行有所帮助。     

台山核电站EPR廊道腐蚀分析与防治

鉴于国内运行核电站廊道腐蚀的经验反馈,本文识别了台山EPR三代核电廊道潜在的腐蚀风险,并提出了相应的治理措施与管理建议,避免影响核电安全运行。     

某核电站凝汽器CPS阴极保护系统的恢复与改造

某核电站的凝汽器水室由多种金属材料组成,在海水作用下会产生严重的电偶腐蚀。为避免铝青铜管板腐蚀,对凝汽器的阴极保护系统进行恢复与改造,改造结果十分理想。     

中国的钛工业概况

对近年来轻水反应堆用锆合金材料的发展及其应用研究中一些主要技术问题和标准要求进行了综合述评。     

核电锆管的表面改性技术

锆合金已被广泛用于核反应堆的堆芯结构材料,但其耐腐蚀性能和耐磨性能制约着使用寿命,采用合适的表面处理技术可以改善其表面完整性.通过对近几年核用锆合金表面处理的研究进行归纳总结,简单介绍了锆合金的研发进展,并着重对能提高锆合金耐腐蚀性能和耐磨性能的表面处理技术进行了综述,如喷丸处理、超声冲击强化、冷轧、渗氮和渗铝等.总结了各种表面处理技术对锆合金的微观结构和性能的影响,并介绍了结构和性能之间的联系.最后对锆合金表面处理技术进行了讨论和展望.     

核电站工程建设阶段典型防腐问题与改进

在核电站防腐管理过程中,发现了源于设计、制造、安装、调试阶段的典型防腐问题,主要对除盐水箱、主油箱、螺栓、衬里、不锈钢等防腐问题进行了腐蚀机理分析,提出了处理建议,明确了在防腐问题处理过程中质量控制要点,最后对防腐管理提出改进建议。     

镀锌钢在红沿河大气环境中的腐蚀行为

目的研究镀锌钢在红沿河地区SO2和Cl-含量较高的大气环境中的腐蚀行为与机理。方法根据GB/T 6464—1997将制备好的试样在红沿河核电厂进行现场暴晒试验,分别暴晒4、12、18、24个月后取回试样。利用失重分析、X射线衍射(XRD)和扫描电镜(SEM)等技术,观察与分析试样暴晒后的腐蚀产物。结果镀锌钢腐蚀失重随暴晒时间的延长而线性增加;随着暴晒时间的延长,锌镀层表面形成的腐蚀产物成分变化不大,以Zn12(SO4)3Cl3(OH)15·5H2O和6Zn(OH)2·Zn SO4·4H2O为主;腐蚀产物随暴晒时间的延长逐渐增加,产物形貌略有变化,以球状和针状为主。暴晒18个月后,腐蚀产物分为双两层,内层致密,外层疏松;暴晒24个月后,腐蚀产物厚度稍有增加,疏松层向致密层转变。结论 SO2与Cl-是镀锌钢在红沿河地区的大气腐蚀过程的主要影响因子。镀锌钢表面形成的腐蚀产物对锌镀层的保护作用较差。