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。     

新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金的研究进展

FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典型的UO2燃料的兼容性以及不会严重影响整个核反应堆运作的最优的中子行为(包括次要合金添加剂)。综述了新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金材料的特性、应用、性能影响因素以及优化处理的方法。最后,指出了FeCrAl合金在轻水反应堆包壳材料方面的发展方向。     

改善锆合金耐腐蚀性能的概述

发展高性能核燃料组件是提高核电经济性的必要之路，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改善研究锆合金耐腐蚀性能的结果：控制Ｚｒ－４合金成材时的热加工抽 ，可以明显改善它的耐腐蚀性能，尤其是耐疖状腐蚀性能。     

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。     

核工业用高性能锆合金的研究

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。     

Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展

自2011年日本福岛核事故后，事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点，旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一，其中，Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面，对Cr涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。首先，对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点，涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术，同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。其次，简单阐述了Cr涂层微观组织特征，重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为，以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等，并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。最后，对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。     

基于小冲杆试验技术评估充氢锆合金材料的拉伸性能

锆合金由于具有良好的机械性能、耐腐蚀性能等而被用作反应堆内燃料元件的包壳材料。然而,Zr-4已不能满足核电技术在更高燃耗条件下的使用要求,因此,通过调控合金成分开发新型锆合金具有重要意义。本研究对Zr-4以及其他两种新型锆合金材料在室温、315℃条件下进行常规拉伸试验,结合计算结果分析了成分差异造成的沉淀相改变,提出了析出强化机制对于锆合金性能提升的重要意义。首次利用小冲杆试验对锆合金原样的力学性能进行测试,该工作确定了常规拉伸试验与小冲杆试验结果之间的经验公式中与锆合金材料本身相关的系数数值,验证了小冲杆试验用于锆合金拉伸性能评估的可行性。利用气相渗氢法在400℃对Zr-4以及其他两种新型锆合金进行充氢处理,并利用小冲杆试验对锆合金充氢试样的力学性能进行测试。结果显示,充氢锆合金在载荷-位移曲线的塑性失稳阶段出现“平台区”特殊现象。本论文对该现象进行探究,用金相分析表征了氢化物的形貌特征并对其含量进行了定量估算,推测氢化物与基体断裂韧性上的差异、氢化物相特殊的长链构型以及强取向性与这一现象有着重要关联。     

新型锆合金管棒材焊接性能研究

新锆合金作为燃料棒新一代包壳材料,其焊接质量的好坏将直接影响到反应堆运行的安全性,因此焊缝质量必须得到可靠的保证。为了对新锆合金包壳管进行合理有效的焊接性能评价,根据相关反应堆要求对以新锆合金包壳材料进行焊接工艺试验,通过对新锆合金管材焊接设备、焊接试样的制备、组装、焊接、焊后检验、性能试验等内容进行研究,得出最优的焊接工艺参数。     

锆合金管材残余应力分析

随着我国核电的快速发展,锆及锆合金材料已广泛应用于核反应堆材料中。文章从锆合金加工过程中的锻造、挤压、淬火、轧制和矫直对锆合金管材残余应力的影响进行论述,指出锆合金管材在锻造、挤压、挤压后的淬火、轧制和矫直工序中的残余应力产生方式及应力分布规律,并根据残余应力产生的原因提出改进方法,为减少甚至消除锆合金管材表面的残余应力提供必要的理论和实践基础。     

上海高泰稀贵金属股份有限公司

上海高泰稀贵金属股份有限公司成立于1998年5月，注册资本9320万元。公司专门从事核电用核燃料包壳管和稀贵金属材料及高精密金属管材的生产和研发，是上海市高新技术企业、上海市高科技产业化重点扶持企业。公司承担的“核电用核燃料包壳管”项目是国家火炬项目，亦被认定为上海市高新技术成果转化项目。2006年2月，公司开发的“坎杜型核燃料锆合金包壳管”项目被认定为上海市高新技术成果转化项目。     

改善锆合金疖状腐蚀的措施

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.     

锆合金薄壁管三点弯校直中的截面扁化

锆合金薄壁管类零件是核电站中重要零件,校直中会出现截面扁化现象。应用弹塑性原理研究锆合金薄壁管校直变形中的应力和应变,在设定平面位移函数为三角级数条件下,建立了锆合金薄壁管类零件扁化率计算公式,对直径72mm、壁厚2mm、支点距离600mm的锆合金管进行校直实验,在11000N载荷下截面发生扁化变形,结果表明,截面扁化率计算公式对锆合金管校直有一定指导意义。     

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。     

Simulation of electro-slag re-melting process of 120 t large ingot for nuclear power station and its application

Further research on metallic materials for the super critical rotator and the main pipe line of a nuclear power station is very important for developing the nuclear power industry.In this study,the mathematical model for 120 t large ingot was established,and the computer program ESR3D was developed to simulate the whole electroslag re-melting (ESR) process.This includes the electrode melting,metallic droplet falling,metal pool forming,metal pool and slag pool rising and moving,installation of top crystallizer,ingot solidifying,etc.The simulated average melting rate of the electrode was in good agreement with that in practical production.The optimized parameters were used to produce 80-120 t large ingots,and the quality of the ingots satisfied the specifications of nuclear power and the super critical generating unit.     

锆微弧氧化表面处理技术研究进展

锆及锆合金是重要的核结构材料和有潜力的生物医用材料,但在实际应用中,腐蚀、磨损易造成其失效,而适当的表面改性是提高它们服役性能的有效手段。重点介绍了锆及锆合金微弧氧化（MAO）表面处理技术的研究现状,讨论微弧氧化过程中电压电流特征及微弧放电机理,总结电解液体系及电参数对锆微弧氧化膜生长及膜层性能的影响规律,最后指出目前存在的问题和后续的研究方向。锆微弧氧化膜硬度高,致密性好,能大幅度提升基材的抗磨损和抗腐蚀性能。因此,锆微弧氧化技术在核电及生物医学领域有着很好的应用前景。此外,电解液中铝、硅元素进入微弧氧化膜后可以稳定膜层中高温氧化锆相（t-ZrO2）,避免膜层中应力集中和微裂纹的产生。用P和Ca元素修饰后的锆微弧氧化膜具有较好的生物活性、抗体液腐蚀和抗菌性能。     

Applications for Zirconium and Columbium Alloys

Currently, zirconium and columbium are used in a wide range of applications, overlapping only in the field of corrosion control. As a construction material, zirconium is primarily used by the nuclear power industry. The use of zirconium in the chemical processing industry (CPI) is, however, increasing steadily. Columbium alloys are primarily applied as superconducting alloys for research particle accelerators and fusion generators as well as in magnetic resonance imaging for medical diagnosis.     

核燃料包壳锆合金表面涂层研究进展

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。     

核电站主回路大厚度不锈钢管道的焊接

简要介绍了核电站主回路大厚度不锈钢管道的焊接工艺,在核电站建设中,接触高温强腐蚀或化学强腐蚀介质的管道常用奥氏体不锈钢制造。核电站主回路中的介质含有高放射性物质,焊接质量的好坏将直接影响到机组的安全运行。     

核电站主回路系统主要设备的射线透照工艺

核电站主回路系统是核电站役前/在役检查的主要检测对象,从射线检测透照工艺入手,系统地介绍了核电站主回路系统主要设备蒸汽发生器SG、反应堆压力容器RPV以及稳压器PRZ的透照方式及实施方法,并对各透照中所使用的专用工具架做了介绍。以岭澳核电站3,4号机组役前检查顺利完成的实际经验为依托,为以后役前/在役检查打下基础。     

电化学噪声技术检测核电环境材料的腐蚀损伤

探讨和解决了电化学噪声技术在核电环境材料腐蚀损伤检测应用的关键问题,建立了基于零阻电流（ZRA）检测的SCC电化学噪声测试体系。采用小面积的Pt或表面热喷涂陶瓷涂层的工作电极材料作为对电极,研制适用于核电现场检测的多种电化学传感器。运用Compact RIO模块化仪器和设计制作的基于ZRA电路的电化学噪声测试模块,实现电位一电流噪声的同步测量和采集。成功研制出便携式核电材料损伤检测系统。应用研制的测试系统和电化学传感器研究了高温高压和动态水环境304不锈钢的电化学噪声谱特征。并初步实现了在役核电站辅助车间不锈钢管道表面直接腐蚀检测和钢厂动力锅炉连续排污管的现场腐蚀检测,取得了比较满意的结果。