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1.
核燃料包壳锆合金表面涂层研究进展   总被引:3,自引:0,他引:3       下载免费PDF全文
锆合金表面涂层是提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一。本文综述了锆合金表面涂层的研究进展,包括涂层种类、制备工艺、微观组织以及抗水蒸气氧化性能、耐腐蚀性能等,介绍了锆合金表面涂层种类选择的依据,探讨了涂层的制备工艺、微观组织与性能之间的关系,分析了当前研究中存在的若干问题及未来涂层的发展方向,为进一步促进核燃料包壳锆合金表面涂层的研究提供了有价值的参考。  相似文献   

2.
发展高性能核燃料组件是提高核电经济性的必由之路,改善核燃料元件包壳锆合金的性能是其中关键问题之一。本文概述了我们近几年研究改善锆合金耐腐蚀性能的结果:控制Zr4合金成材时的热加工制度,可以明显改善它的耐腐蚀性能,尤其是耐疖状腐蚀性能。其主要原因是αZr中Fe+Cr的固溶含量变化,而不是析出相微粒的大小。由于Zr4合金中析出相Zr(Fe,Cr)2微粒的氧化比αZr基体慢,并与成分中的Fe/Cr比有关,当嵌镶在氧化膜中的Zr(Fe,Cr)2微粒继续氧化形成单斜结构ZrO2和立方结构(Fe,Cr)3O4后,由于体积膨胀会造成氧化膜中的局部张应力。从这一角度出发,热处理对析出相细化、均匀分布以及Fe/Cr比的变化等也是应考虑的问题。发展ZrSnNb(Fe+Cr)新合金,对改善锆合金的耐腐蚀性能有更大的潜力,成分(%,质量分数,下同)的选择应为Sn1~12,Nb~1,Fe+Cr可保持或略高于Zr4的水平。  相似文献   

3.
锆合金在550℃,25MPa超临界水中的腐蚀行为   总被引:1,自引:0,他引:1  
选用了Zr-4,N18(NZ2),N36(NZ8)和M5等4种比较典型的锆合金,在口相水淬及变形后,经过580℃,5h和650℃,2h的热处理,用静态高压釜腐蚀试验研究了锆合金样品在550℃,25MPa超临界水中的耐腐蚀性能。结果表明,4种合金样品的耐腐蚀性能差别明显,Zr-4合金会发生疖状腐蚀,而含Nb的N18(NZ2),N36(NZ8)和M5是均匀腐蚀。获得数量多,分布均匀的纳米尺度的第二相颗粒,对改善锆合金在超临界水中的耐腐蚀性能是有利的,但远不如合金成分的影响巨大。调整合金成分是改善锆合金耐超临界水腐蚀性能的主要途径。  相似文献   

4.
含Nb锆合金具有优异的耐腐蚀性能、良好的机械性能和加工变形能力,是目前锆合金研究的重点。本文综述了近年来含Nb锆合金的研究现状,包括化学成分、变形及热处理工艺对第二相粒子析出的影响,介绍了锆合金腐蚀理论的研究进展,讨论了研究中存在的若干问题,为含Nb锆合金组织控制和耐腐蚀性能改善提供参考。  相似文献   

5.
锆合金以其独特的物理性能被广泛用于核反应堆堆芯结构材料。随着核反应堆技术向着高燃耗、安全可靠方向发展,改善锆合金耐腐蚀性能已成为主要研究课题。本文论述了铌元素含量、第二相粒子、氧化膜结构和加工工艺对含铌锆合金耐腐蚀性能的影响。  相似文献   

6.
核工业用高性能锆合金的研究   总被引:2,自引:0,他引:2  
介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果。我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金。新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金。  相似文献   

7.
描述了用单片试样法研究合金成分对Zr.Sn.Nb.Fe.Cr系锆合金在350℃,LiOH水溶液和400℃蒸汽中耐腐蚀性能影响的结果。这种单片试样,类似于成分梯度材料,是用真空电子束焊接方法将成分不同的锆合金小条交替焊接而成。研究结果表明:在合金成分最优化的地方,经400℃过热蒸汽腐蚀120d的增重与Zr-4相当;而经350℃,LiOH水溶液中腐蚀110d后,耐腐蚀性能优于Zr-4,也略优于ZIRLO,E635等Zr-Sn-Nb-Fe系合金,与N18的耐腐蚀性能相当。这种合金的成分为Zr-1.1-1.4Sn-0.2-0.3Nb-0.12-0.2Fe-0.02~0.03Cr。在LiOH水溶液中腐蚀时,成分对锆合金耐腐蚀性能影响的规律显得更为复杂,合金成分的微小变化就可能引起耐腐蚀性能的明显差别,这或许还包含着合金元素过饱和固溶在α-Zr中产生的影响。用单片试样法研究成分对锆合金耐腐蚀性能的影响可以得到非常丰富的信息,便于发现耐腐蚀性能更优良的新锆合金。  相似文献   

8.
核电锆管的表面改性技术   总被引:3,自引:3,他引:0  
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.  相似文献   

9.
累积退火参数(A)被广泛用于评价核反应堆用Zr-Sn系合金的耐水侧腐蚀性能。对于累积退火参数在新发展的含Nb锆合金中的应用,迄今未有一致意见,有学者认为传统的累积退火参数不再适用于含Nb锆合金的耐腐蚀性能的评价。本文综述了累积退火参数在常见牌号核用锆合金中的研究概况,并从A值的本质出发,解释了累积退火参数与锆合金微观组织之间的联系及其评价耐腐蚀性能的微观原因。提出合金元素的扩散速率(Fe、Cr扩散很快,Nb扩散极慢)是累积退火参数是否起作用的决定因素。指出累积退火参数可以直接用来评价低Nb锆合金的耐腐蚀性能,即A值越小,第二相粒子越细小弥散,合金的耐腐蚀性能越佳。  相似文献   

10.
改善锆合金疖状腐蚀的措施   总被引:1,自引:1,他引:0  
锆合金以其独特的物理性能被广泛用于核反应堆堆芯结构材料,随着当前核电进一步向大功率、高燃耗发展,改善锆合金耐腐蚀性能便成为当务之急.介绍了改善锆合金疖状腐蚀的几种常用途径:优化合金成材过程中热加工制度;调节合金元素含量以及化学成分;对合金表面进行特殊工艺处理等.并在此基础上展望了锆合金抗疖状腐蚀技术的发展前景.  相似文献   

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