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酸洗工艺能消除锆合金管材内外表面划伤、点坑、色差等缺陷,但是锆合金和酸液反应后会生成氟残留。SGHWR核反应堆中发现锆合金包壳出现由内向外穿透性的腐蚀裂纹,实验认为可能与包壳管表面的氟残留有关。文章通过高温分光广度法、有限元、能谱分析的方法研究了酸液(HF与HNO3酸的混合液)浓度、酸洗次数及管材裂纹对Zr-4合金管材氟残留或氟元素的影响。结果表明:随着HF浓度的增加,Zr-4合金表面的氟残留数值略有增加。酸洗次数对Zr-4合金表面的氟残留数值结果无影响。管材缺陷断口面的氟元素基本保持在一个水平基准面。 相似文献
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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。 相似文献
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魏松彦 《稀有金属材料与工程》1988,(4)
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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献