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。     

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。     

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。     

核反应堆用锆合金性能分析

锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸收截面低,用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料,可以节省铀燃料1/2左右。文章以Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb系典型锆合金为考察对象,较为系统地对比和分析了这些锆合金的合金元素、第二相粒子、力学性能、吸氢性能、腐蚀性能等的差异,对这些合金的应用情况进行评估,并在此基础上给出了新锆合金的研制建议。     

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。     

酸洗工艺对Zr-4合金管材氟残留影响

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。     

核电锆管的表面改性技术

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.     

锆合金Cr涂层包壳管在环向压缩作用下的裂纹行为EI北大核心CSCD

金属Cr涂层是事故容错燃料(ATF)包壳候选涂层之一,在各方面具有优异的性能。在实际工况下,包壳管会受到环向外压力的作用而导致涂层破裂,研究锆合金Cr涂层膜基界面裂纹萌生和扩展行为很有意义。使用多弧离子镀技术在锆合金基体表面制备Cr涂层,利用电子力学试验机对锆合金Cr涂层包壳管进行不同变形量的环向压缩试验。采用扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDX)、XRD和纳米压痕仪等测试设备对锆合金Cr涂层试样的微观组织进行表征,研究并分析Cr涂层表截面裂纹的微观行为。结果表明,试样的变形分为弹性变形-裂纹萌生阶段和塑性变形-裂纹扩展阶段两个阶段,发现锆合金Cr试样界面裂纹的产生有两种形式:①裂纹从膜基界面处萌生,原因是Cr涂层和锆合金基体材料的不同使得膜基界面发生涂层应力集中;②表面萌生裂纹,由于Cr涂层存在微缺陷。没有发现涂层的剥落现象,说明其界面结合性能较佳。采用多个变形量研究锆合金Cr涂层包壳管膜基界面裂纹的萌生与扩展过程,为ATF包壳涂层结构完整性和稳定性提供试验依据。     

锆合金陶瓷膜导热系数及其膜厚的确定

锆合金是一种新型的核反应堆用包壳材料.为测定锆合金经高频感应氧化后所获得的陶瓷膜导热系数及其膜厚,将锆合金包壳内装满蒸馏水后放入HS-4(B)型恒温浴槽,利用Advantech VisiDAQ软件纪录下包壳内水温由室温上升至60℃中水温变化的整个过程.然后对相关试验参数进行了分析,获得了氧化膜厚度与导热系数的关系曲线.最后,得出结论:锆合金包壳陶瓷膜厚度以2μm为宜.     

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。