国内核动力堆用锆合金的研究动向

本文通过分析国内核动力堆发展对材料的要求以及锆合金的研究现状,指出近期核动力堆用锆合金的科研动向和几个值得重视、有实用价值的科研课题。     

新锆合金在核工业中应用的国产化分析

1 前 言 目前锆合金在世界各国被广泛用作核反应堆的堆芯结构材料,其性能直接影响核电站的安全可靠性和经济性,而采用新锆合金制造的高燃耗燃料组件由于具有燃耗深、经济性好、运行安全可靠和破损率极低等一系列优点,致使世界各国都非常重视对其的开发研究并努力将其应用于核反应堆。我国新锆合金市场现在基本上由外国垄断,除了经济上不划算外,还极易受到国际政治气候的影响,因此新锆合金的国产化问题就显得越来越突出了。2 新锆合金在核工业中应用的研究 动向 核电反应堆的发展方向是提高卸料燃耗,延长换料周期,以降低核电成本。轻水堆追求…     

钛和钛白工业中低浓度氯气增浓途径的探讨

海绵钛生产是用金属镁还原精TiCl_4,得到海绵钛,副产品为MgCl_2.MgCl_2.电解产生金属镁,返回生产海绵钛,氯气送去氯化生产TiCl_4,镁钛联合企业称这种氯气叫循环氯气,一般比液氯的浓度低.氯化法钛白厂生产TiO_2是用精TiCl_4与O_2反应得到的,副产物氯气中还有O_2、N_2、CO_2等气体,通常称之为氧化尾气,也是要返回到氯化工序生产TiCl_4.这些浓度较低的     

退火方式对Zr—4合金力学性能的影响

研究并测定了两种退火方式的Ｚｒ－４合金板室温和高温的力学性能。结果表明：消应力退火的板材与再结晶退火的相比,其室温抗拉攻屈服强度分别提高１６．７０５和１８．７４％,４００℃温度下分别提高４２．４１％和６４．０４％。在４００℃温度一消应力退火板材第二阶段蠕变速率与再结晶退火的相比降低一个数量级;其疲劳强度极限提高４３％。     

锆合金管材氢化物生长方式的研究

研究了锆金管材中氢化物的生长方式。结果表明：氢化物片（条）是在晶界上生长,并且以尖端延伸的方式向前发展。氢化物片的厚度近似一常数值,与氢含量（渗氢量）没有对应关系。氢含量的增加只增加化物片的数量。同时分析了造成氢化物这种生长方式的原因。     

锆-2压力管组件的焊接及性能

研究了锆－２合金压力管组件的焊接技术和工艺,采用自制的全封闭式气氩气保护装置和胎具,在焊接时使压力管焊缝区内外始终处于层流氩气保护状态,阻止大气的侵入,减少了氩,氢,氮等有害气体的影响,从而保证了焊接质量,焊接成型后锆－２合金压力管组件不直度小于０．７‰,焊缝达到一级标准,同时力学性能、抗腐蚀性能,耐冲刷性能均达到核的以应堆用锆材的标准要求,为大尺寸锆管的焊接提供了有效的方法。     

锆合金在核工业中的应用及研究进展

综述了国际上锆合金在核工业中的应用概况及最新研究进展,介绍了我国在锆合金生产及研发中的现状,展望了未来我国锆合金的发展趋势。     

锆及锆合金中微量钛的测定

本文研究了在盐酸-硫酸体系中,钛与二安替比林甲烷生成黄色配合物,在主体锆存在下,不经分离直接测定钛的测定条件,着重研究了锡和锆的干扰及其消除方法。锡与二安替比林甲烷形成白色沉淀,但提高溶液酸度就可避免产生沉淀,从而消除锡的干扰。锆与二安替比林甲烷生成无色配合物,因消耗显色剂而影响钛的完全显色,采用草酸掩蔽锆并且加过量显色剂可使锆的干扰完全消除。本方法准确性好,灵敏度高,操作简便,测定范围为0.0020～0.2%。     

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。     

锆合金疖状腐蚀研究综述

疖状腐蚀是沸水堆中锆合金表面经常发生的1种局部腐蚀现象，它的产生直接影响包壳管的使用寿命和反应堆的安全性，为了全面认识疖状腐蚀的发生、发展及其控制因素，本文总结了国内外疖状腐蚀研究方面的一些主要成果，介绍了疖状蚀斑的形貌、形成机理以及及影响因素。在形成机制方面，目前主要有KUWAE的氢积聚模型和周邦新的形核长大模型。在疗状腐蚀的影响因素方面，认为主要有表面影响、热处理影响、合金成分影响、第二组影响、辐照影响等。最后指出了提高材料抗疗状腐蚀性能的工艺措施：提高Fe Cr含量、降低Sn含量、昼减少淬火后的退火次数和退火温度、降低锆合金制品的表面粗糙可以有效提高锆合金的抗疖状腐蚀能力，最根本的措施还是使用含铌新锆合金。     

锆材在核电站的应用及前景

锆合金因其优良的核性能和适宜的机械性能，在核电反应堆中作为包壳材料和结构材料得到了广泛应用。介绍了锆合金包壳管材在核电站中所起的重要作用，具体用途、用量，以及我国锆合金材料的研制和生产现状。指出随着我国核电事业的发展，对锆合金材料的需求仅更换的包壳管到2010年将达到120t，我国应加速核电用锆合金材料的国产化进程，这样才能自主地发展我国的核电事业。     

锆合金在550℃，25MPa超临界水中的腐蚀行为

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。     

与我国核电发展相关的堆芯关键材料——锆合金国产化问题

评述了我国“十五”期间在堆芯关键结构材料——锆合金的研发与产业化方面的最新进展。说明我国在改进Zr-4和新一代锆合金研究方面取得了明显的突破，材料研究已达国际先进水平；同时进一步完善了2条包壳管材生产线，为我国核电用包壳管的国产化生产提供了基础保障。结合我国核电发展的实际情况，提出了我国要加快建设海绵锆生产厂，建立格架用条带生产线，完善管、板材开坯设备等建议，并指出锆铪分离技术、条带制造方面的织构控制及在线检测技术是需解决的关键技术。文章强调，高燃耗组件用新一代锆合金的研发仍是科研的主要任务。     

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.     

新锆合金在两种不同介质中的耐蚀行为

研究了几种Ｚｒ－Ｓｎ－Ｎｂ－Ｆｅ－Ｃｒ新锆合金在４００℃,１０．３ＭＰａ及在３６００℃,１８．６ＭＰａ含７＊１０＾－５锂的氢氧化锂水中的耐蚀行为; 用ＴＥＭ和ＳＥＭ对合金中的第二相的结构和组合进行了分析。     

锆合金中第二相的研究

将几种Nb、Fe含量不同的锆合金样品在1050℃保温0.5h后水冷,在560℃回火10h,用带能谱分析(EDS)的透射电子显微镜研究它们的第二相粒子.结果显示:随着合金样品中Nb元素含量的提高及Nb/Fe比的增加,第二相从Zircaly-4合金中密排六方结构的Zr(Fe,Cr)2向密排六方的Zr(Nb,Fe,Cr)2转...     

超临界水冷堆候选高温合金低周疲劳性能研究

采用MTS材料试验机研究了作为超临界水冷堆候选材料的Inconel-718、Incoloy-825、Incoloy-800H 3种高温合金,在650℃和室温、±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行了断口分析。结果表明:在两种温度条件下,718的疲劳寿命均最高。温度对3种高温合金的稳态迟滞回线面积和弹性变形量几乎无影响;718的稳态迟滞回线面积远低于825和800H,而弹性变形量几乎达到825和800H的2倍,有利于提高其疲劳寿命。在循环变形过程中,718呈循环软化状态,825和800H呈先循环硬化再循环饱和状态,且在高温下循环硬化效应更明显。在650℃低周疲劳试验后,718样品断口表面的疲劳间距不足1μm,而对于825和800H则分别达到2.28和2~20μm,进一步表明了718在3种材料中低周疲劳性能最好。     

喷丸处理的锆合金残余应力场分布规律

目的通过不同的喷丸处理工艺,探索适用于锆合金包壳管的喷丸处理参数。方法对锆合金包壳管采取9种不同的喷丸处理工艺且编号(1—9号),采用XRD残余应力检测技术,对处理后的包壳管试样分别进行轴向和切向的残余应力场测定。结果未喷丸处理的试样表面轴向、切向残余应力分别为-277 MPa和-250 MPa,最大应力在最外表层。喷丸处理试样表面轴向残余压应力比未喷丸处理的大,只有9号工艺对应的表面轴向残余应力比未喷丸的小,这很有可能是因为喷丸强度过大,在表面形成了微裂纹,残余应力得以释放,所以锆合金包壳管的喷丸强度不宜超过0.40 mm A。对于强度较高的5—9号喷丸工艺,喷丸强度达到0.15 mm A以上,包壳管压应力影响层的厚度均超过460μm,几乎达到了喷丸处理后包壳管的整个壁厚。在相同喷丸强度和相同弹丸直径条件下,玻璃丸的表面压应力和最大压应力与不锈钢丸的相近,不锈钢丸处理的压应力影响层比玻璃丸处理的压应力影响层厚约80μm。结论在相同喷丸强度和相同弹丸材料下,改变弹丸直径对锆合金两个方向上的表面残余应力和最大残余应力的大小影响不大;直径较小的弹丸对应轴向最大残余应力的位置更深,直径较大的弹丸对应切向最大残余应力的位置更深。随着锆合金喷丸强度的增加(没有出现过喷),表面两个方向上的残余应力都增加,两个方向上的最大残余应力也有所增加。