内喷砂应用于Zr-4管材生产加工过程的可行性

Zr-4合金管材生产过程中的内酸洗工序虽然可消除管材轧制缺陷,但是酸液中的HF与锆反应会引起锆合金管材表面的氟化锆残留,进而可能会影响反应堆的安全运行。为了降低或者消除Zr-4合金管材表面的氟化锆残留,文章对比4种锆合金生产工艺方案,并通过表面粗糙度测试、腐蚀实验及超声检测论证了内喷砂工序代替内酸洗工序在锆合金管材生产加工过程中的可行性。采用内喷砂后的锆合金管材内表面粗糙度、腐蚀性能和超声检测结果与传统工艺效果相当。最终确定优化后锆合金生产工艺流程为:轧制→脱脂→退火→矫直→内喷砂→内清洗→抛光→性能检测。该工艺可应用于锆合金管材的生产,降低Zr-4合金管材表面的氟化锆残留,为优化Zr-4合金管材生产工艺奠定了基础。     

内喷砂工艺对Zr-4合金管材表面质量及尺寸的影响

内喷砂处理作为一种锆合金包壳管内表面的机械处理方式,在去除管材内表面退火氧化层及微裂纹缺陷的同时不会造成管材内表面氟残留的增加,有效解决了锆合金包壳管内表面酸洗处理存在的问题.使用φ9.5 mm规格的Zr-4合金包壳管进行了内喷砂试验,研究了内喷砂介质、喷吹次数、喷砂压力及时间对管材内表面质量及尺寸的影响.采用工业内窥镜观察内喷砂后管材内表面质量,采用X射线能谱仪分析不同喷吹次数下管材内表面Si元素并使用高压釜在400±3℃,10.3±0.70 MPa条件下对试样进行72 h均匀腐蚀,采用超声波检测设备对管材全长方向尺寸进行检测.结果表明:随着SiC颗粒粒径的减小,管材内表面质量均匀一致性越好;随着喷吹次数的增加,试样内表面的Si元素趋于稳定,海绵球表面基本干净无异物;当内喷砂压力为0.35～0.45 MPa,内喷砂时间为20～30 s时管材内径去除量满足工艺要求.     

基于RBF神经网络法的Zr-4合金管材酸洗工艺模型

研究了Zr-4合金管材酸洗处理过程中,酸洗去除量、酸水转换时间、冲水时间及酸洗次数对管材氟残留量的影响,并基于径向基(RBF)人工神经网络法建立了Zr-4合金管材酸洗工艺与氟残留的神经网络模型。结果表明:冲水酸水转换时间和冲水时间对氟残留量均有影响,且酸水转换时间的影响更为显著;氟残留量与酸洗次数无明显对应关系。Zr-4合金酸洗工艺的RBF神经网络模型结构为3-5-1,实际值与模拟值的相对误差为9.2%。该神经网络模型具有较高的可靠性,可为Zr-4合金酸洗工艺参数的优化提供参考。     

基于有限元法（FEM）的Zr-4合金管材氢化物取向因子研究模型

锆合金管材中的氢化物对锆材基体的力学性能有显著影响,过量的氢化物会导致锆合金管材断裂韧性和最终抗拉强度的降低,造成锆合金燃料结构材料和包壳材料的破损,严重威胁着核动力反应堆的安全。本文研究了矫直压下量对Zr-4合金管材氢化物的影响规律,并采用有限元（FEM）的方法对矫直过程中的Zr-4合金管材微观表面的等效塑性应变进行模拟和分析。实验和仿真结果表明:在矫直压下量为17 mm的条件下,随着矫直辊压下量的逐渐增大,Zr-4合金管材微观表面的等效塑性应变相应增大,从而造成管材内部氢化物F45°N数值的增加。基于FEM的Zr-4管材模型分析结果和实验结果相一致,为进一步研究矫直压下量对Zr-4管材氢化物的影响提供一种新方法。     

酸洗对锆合金管材超声检测结果的影响分析

分析了锆合金管材表面缺陷在酸洗前后的去除情况,研究了酸洗对超声检测效果的影响。分析表明,适当的酸洗工艺可以消除锆合金管材表面的微小缺陷,改善管材的表面质量;但酸洗不能彻底消除管材中的裂纹状缺陷,反而会影响缺陷对超声波的反射效果,甚至会使超声检测出现漏检。     

Zr-4合金管材加工工艺对氢化物取向因子的影响

锆合金广泛应于水冷反应堆的堆芯包壳材料和结构材料。在核反应堆运行时,锆合金表面被水氧化的同时,还会同时生成氢气。部分氢被锆合金吸收生成片状或者针状氢化锆。氢化物取向因子是衡量核反应堆用锆合金管材氢化物的重要指标。文章通过氢化物实验研究了加工工艺参数轧制送进量、退火制度及矫直弯曲量对Zr-4合金管材氢化物取向因子的影响关系。结果表明:Zr-4合金氢化物取向因子随着轧制送进量的增加有增大的趋势;不同轧制送进量的管材再结晶退火后,氢化物取向因子呈无序紊乱状态;Zr-4合金管材氢化物取向因子随着矫直弯曲量的增大而加大。     

锆合金轧制用芯棒的表面渗氮处理

锆合金具有良好的核性能和抗腐蚀性能,常用作核反应堆的结构材料和包壳管材料。轧制是锆合金包壳管材的主要加工方法。在锆合金包壳管批量轧制过程中,发现包壳管内壁出现裂纹缺陷,排查结果显示是由于轧制用芯棒的芯头表面存在加工痕迹和点蚀深坑导致的。文章通过观察芯棒表面缺陷形貌以及芯棒渗氮层和基体性能来验证渗氮表面处理工艺用于锆合金包壳管轧制用芯棒的可行性,为提高芯棒的表面质量、避免锆合金包壳管的缺陷、确保核反应堆的安全和质量奠定了基础。     

Zr-4合金管材轧制无间隙孔型的应用

锆合金包壳管是核反应堆的第一个屏障,其主要承担着包裹核芯块的作用。包壳管主要由两辊皮尔格轧制完成生产,该轧制工序影响着包壳管的力学性能和收缩系数（CSR）性能。文章通过室温拉伸实验和CSR实验,对比了无间隙孔型和有间隙孔型对Zr-4合金管材轧制影响。结果表明:使用无间隙孔型轧制出Zr-4合金管材的外径、内径尺寸偏大、椭圆度较小,可为后续工序提供充足的余量;使用无间隙孔型进行Zr-4合金管材轧制可有效的提高轧制生产效率;使用无间隙孔型进行Zr-4合金管材批量轧制生产,轧制后的管材室温抗拉强度、屈服强度、延伸率及CSR性能满足技术指标要求,可以代替有间隙孔型的Zr-4合金管材轧制生产。     

变形量对Zr-4合金管材性能影响

锆及锆合金在核电站水冷动力堆的包壳管和堆芯结构材料中具有广泛的应用前景。文章研究了变形量分别为55%和60%的Zr-4合金管材力学、均匀腐蚀及氢化物取向性能。结果表明:55%变形量的Zr-4管材的室温拉伸性能中抗拉强度和屈服强度高于60%变形量的Zr-4管材。55%变形量的Zr-4合金管材的高温（316℃）拉伸性能中抗拉强度、屈服强度以及延伸率波动小于60%变形量的的Zr-4管材。变形量为60%的Zr-4合金管材均匀腐蚀和氢化物取向因子测试结果略低于变形量55%的Zr-4管材。     

Zr-4合金管材轧制用芯棒断裂原因分析

锆合金具有优异的核性能,在核反应堆中的高温高压下具有优异的抗腐蚀、高温拉伸和延伸率性能,因而常用于核反应堆中的包壳管材料。锆合金管材主要利用皮尔格轧机生产,轧制工模具中的芯棒质量对锆合金管材表面质量具有决定性作用。在Zr-4合金包壳管轧制过程中,出现了轧制用芯棒断裂现象。文章对断裂芯棒开展化学成分、金相组织观察、电镜扫描观察及硬度实验和表面低倍观察实验的结果分析表明:芯棒内外部金相组织和硬度均正常,芯棒发生断裂主要原因是其表面存在部分加工痕迹和点蚀深坑。在锆合金管材轧制过程时,由于芯棒受周期性的轧制力,芯棒表面的加工痕迹或点蚀深坑逐步演化为裂纹源,随后逐渐扩展、直至发生断裂。     

酸洗预处理对Zr-4合金高压釜蒸汽腐蚀增重的影响

Zr-4合金和M5锆合金是国内核电站最常用的核反应堆包壳材料,其耐腐蚀性能是一项重要的检测指标。在高压釜蒸汽腐蚀实验中,为了确认腐蚀数据的有效性,每釜应随检测样品放置对比样。针对Zr-4合金作为对比样时的酸洗预处理工艺开展实验,研究是否酸洗及酸洗工艺对其腐蚀增重的影响,以期为建立Zr-4合金对比样规范提供科学的试验方法。研究结果表明,酸洗预处理会明显影响Zr-4合金的腐蚀增重及其标准偏差,未经酸洗处理的Zr-4合金对比样的腐蚀增重较稳定,标准偏差及增重极差值均低于经酸洗预处理的对比样。     

锆合金管材内喷砂工艺研究

一、前言随着核电站向大功率,高燃耗和长期运行安全性方向的发展,对堆芯结构材料的使用性能和使用状态提出了新的要求。锆合金包壳管材内表面喷砂处理工艺取代原酸洗处理工艺就是其中之一。锆合金包壳进往喷砂     

内表面喷砂处理对锆合金包壳管性能的影响

喷砂处理对锆合金包壳管材性能的影响,是通过国产锆-4合金成品管内表面喷砂处理前、后的表面硬度、周向残余应力、粗糙度及管材的吸氢性能,抗碘应力腐蚀破损性能和抗腐蚀性能的检测分析取得的。实验结果证明喷砂处理对锆合金包壳管材的性能有不同程度的改善。喷砂处理对管材性能的提高有利于核电站长期运行的安全性和经济性。     

锆合金管材内表面粘结缺陷及控制

锆合金管材主要承担着密封铀芯块的作用,其产品的质量直接决定着反应堆的安全和质量。在锆合金管材生产轧制过程中由于原料及生产过程中容易忽略的因素有可能导致管材内表面产生粘结缺陷。粘结缺陷是冷轧锆合金管材内表面常见的质量控制缺陷之一。文章针对可能导致管材内表面产生粘结缺陷的因素,用质量控制中常用的故障树分析法对其进行分析,并利用有限单元法建立Zr-4合金管材内壁粘结形成的FEM模型,综合各个工序,从各个环节中提出改进措施及建议,力求提高锆合金管材的产品质量。     

锆合金表面Cr涂层在高温压缩下的界面开裂行为EI北大核心CSCD

在事故条件下核反应堆的核心部件镀Cr锆合金包壳管容易受到挤压发生变形,导致Cr涂层产生裂纹影响涂层的保护性能,因此研究镀Cr锆合金在高温压缩下的裂纹扩展行为十分有必要。采用环向压缩试验研究不同厚度Cr涂层锆合金在不同温度下的开裂行为,通过扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射仪(XRD)和维氏硬度计等测试设备研究不同压缩试验温度下的镀Cr锆合金包壳管表截面裂纹微观形貌,并统计表截面裂纹密度及截面裂纹最大宽度。分析包壳材料的载荷-位移曲线和裂纹扩展行为,评价温度和涂层厚度对镀Cr锆合金包壳管力学性能的影响。研究结果表明:镀Cr锆合金包壳管在高温工况下,抗压强度会下降,断裂韧性增加;当涂层厚度增加时,表截面裂纹密度减少,裂纹张开尺寸增大;裂纹首先在表面产生,然后逐渐向基体扩展,并随着变形量的增加逐渐向基体扩展,最终在膜基结合处停止;试样变形量从10%压缩到50%时,截面裂纹的新增主要来自表面主裂纹分叉,且在压缩过程中Cr涂层并不会剥落,Cr涂层与锆基体结合性能良好。研究不同厚度锆合金Cr涂层包壳管在高温压缩下的膜基界面裂纹的扩展行为,可为锆合金包壳管的涂层制备提供数据支持。     

第二相对Zr-Sn-Nb系锆合金吸氢性能的影响

对两种新型Zr-Sn-Nb系锆合金(SZA-4和SZA-6)管材在电解渗氢条件下的吸氢性能及机制进行了研究。结果表明,在供货状态下,SZA-4锆合金管材的吸氢倾向高于SZA-6锆合金管材,但经过完全再结晶退火处理后发现,SZA-4锆合金管材的吸氢倾向降低,而SZA-6锆合金管材的吸氢倾向增加,并且SZA-6锆合金管材的吸氢倾向反而高于SZA-4锆合金管材。与传统Zr-4合金管材相比,完全再结晶退火态的SZA-4和SZA-6锆合金管材在电解渗氢条件下的吸氢倾向均高于Zr-4合金管材。SZA-4和SZA-6锆合金管材吸氢倾向的变化与其内部析出的第二相有关。大量fcc结构的(Zr,Nb)2Fe第二相析出是导致完全再结晶退火态SZA-6锆合金吸氢倾向增加的主要原因。     

Cr涂层对Zr-1Nb合金包壳微动磨损行为的影响

反应堆冷却剂流体振动导致的微动磨损已成为压水堆燃料包壳失效的重要原因。Cr涂层锆合金因抗高温蒸汽氧化能力强、耐腐蚀性能优异,成为最具发展前景的事故容错燃料包壳候选材料之一。然而,目前仍缺乏Cr涂层锆合金包壳微动磨损行为及机理的相关研究。本文采用三维白光干涉仪、扫描电子显微镜、能谱仪等表征技术对比研究Cr涂层Zr-1Nb合金包壳和Zr-1Nb合金包壳与格架在模拟压水堆一回路水环境下的微动磨损行为及损伤机制。结果表明,Cr涂层显著提高Zr-1Nb合金包壳的抗微动磨损性能。此外,对磨副为刚凸时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制以磨粒磨损和剥层磨损为主,而Cr涂层Zr-1Nb合金包壳由于表面硬度较高,且表面形成具有保护作用的三体层,其损伤机制以黏着磨损和材料单向转移为主。对磨副为弹簧时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制主要为剥层和黏着磨损,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳主要为磨粒磨损。     

Zr-4合金管材轧制折叠形成模型的研究

利用电镜对Zr-4合金成品管材和准17.78 mm×2 mm管坯内表面缺陷形貌以及成品管材缺陷掰开面进行了观察,并建立了Zr-4合金成品管材折叠形成的模型。结果表明:成品管材内表面缺陷为折叠,这是由于管坯内表面存在缺陷在后续的轧制过程中导致折叠产生。经验证,建立的Zr-4合金管材折叠模型与试验结果一致,可对生产起到一定的指导作用。     

锆管缺陷的无损检测及处置措施

通过对锆管缺陷的无损检测分析:超声尺寸测量缺陷主要有管材端部椭圆度超标、端头外径突然变小或变大、中间尺寸突然发生变化;超声检测缺陷主要有管材内表面纵向裂纹、外表面抛光划痕等缺陷;涡流检测缺陷主要有内表面粘结、酸洗尺寸不均匀等缺陷。针对以上缺陷,提出采取提高成品轧机轧制可靠性,优化成品管材轧制工模具设计、酸洗清除管坯及管材内表面粘结缺陷、抛光时选用合适砂带及启用抛光头缩回功能等措施,以提高核用锆合金管材无损检测成品率。     

核用锆合金管材的超声波检测

核用锆合金包壳管作为核燃料的包覆材料,起着防止核产物外逸的重要作用,而包壳管的壁厚却不足1mm,因此对其内在质量和几何尺寸要求格外严格,一般要求管材中不能存在超过壁厚5%~10%深度当量的缺陷,尺寸控制公差为30~40μm。目前在包壳管材的生产过程中,超声波检测是保证产品质量、减少组件破损率的重要手段。随着超声波检测技术的发展,不仅可检测管材缺陷,还可测量管材的尺寸。文章以10mm×0.7mm核用锆合金管材为例,介绍采用超声波技术检测核用锆合金管材的方法。1检测原理1.1管材缺陷检测10mm×0.7mm核用锆合金管材属于小径薄壁管。由于外径小,曲率大,探头难以与管材表面直接耦合,为防止声束在管壁产生发散,通常采用超声波水浸聚焦检测技术[1]。在管材中产生纯横波,且横波能达到管材的内外壁,超声波的入射角α必须满足:C水CL管