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.     

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。     

锆合金管材涡流检测缺陷的轴向定位

针对锆合金管材涡流检测的定位不准的问题,分别对比了手动定位方式、铜片定位方式、铝片定位方式及铜片与计算测量联合定位这几种定位方式的误差,并通过超声检测、内窥镜、电镜和能谱分析对这些不同方法所定位的缺陷进行验证分析。结果表明:采用铜片定位方式的检测结果误差远小于1mm,而其他定位方式的误差范围基本在27mm。此外,通过对锆合金管材外壁轴向小于5mm区内的多个模拟缺陷进行轴向定位,发现铜片中心线与缺陷径向尺寸最深处或缺陷周向尺寸最大处有重合现象。     

锆合金包壳表面涂层研究进展

耐事故燃料是一种满足反应堆更多安全裕量设计要求的新型燃料元件。锆合金表面涂层研究是耐事故燃料包壳发展的一个主要方向,致力于解决高温条件下锆水严重反应的问题。该包壳具有经济性好,易于实现商业化等优点。重点阐述了锆合金包壳表面涂层制备技术和一些应用性能的研究进展,制备技术包括涂层方法、涂层厚度和涂层成分等,应用性能主要包括高温氧化和辐照性能。详细分析了锆合金表面涂层研究需要考虑的四个关键问题,即涂层材料选择、涂层工艺选择、涂层质量表征以及涂层锆包壳关键应用性能研究。涂层材料既要满足耐高温氧化性能,又要满足堆内正常运行的相关性能要求;涂层工艺应能制备出结合力好且致密的薄膜,并考虑锆包壳管涂层过程的可实现性;针对锆包壳特殊的应用环境,涂层质量表征重点关注涂层的附着力和膜致密度;涂层包壳关键应用性能主要考虑高温氧化、腐蚀、抗热冲击和腐蚀性能。综合已有研究结果,指出MAX相和金属Cr是两种有应用前景的锆包壳涂层材料,电弧离子镀技术作为锆包壳涂层工艺有一定的发展潜力。     

燃料包壳锆合金的爆破性能

文章模拟了燃料包壳用Zr-Nb合金管材在RIA事故工况下的失效行为,研究了温度和升压速率对管材爆破性能的影响。不同温度下快速爆破时的升压速率分别为293K时0.97GPa/s,473K时0.62GPa/s,623K时0.49GPa/s;参考ASTM标准实施的爆破试验在各温度下的升压速率均为0.23MPa/s。结果表明,爆破温度升高,管材爆破强度降低,破口的环向延伸率升高,管材的均匀延伸率受温度影响不明显。所有测试条件下管材均呈鼓包失效,破口沿轴向延伸,升压速率高,破口更宽。温度越高,管材塑性增加,破口长度减小。     

核燃料包壳管的阵列涡流检测

为研究阵列涡流技术在核燃料包壳管在线检测中的适用性,采用阵列涡流检测设备在人工缺陷对比样管上开展了检测能力验证试验。试验结果表明,对于壁厚为0.55 mm的核燃料包壳管,该方法可准确识别?0.2 mm的通孔以及深度为壁厚的10%、宽为0.2 mm、长为3 mm的内外壁周向槽和轴向槽等人工缺陷。     

核用锆合金包壳管超声和涡流检测内控标准的确定

在对某新型核用锆合金包壳管的超声和涡流检测时,发现管材中存在各种类型的缺陷信号显示。为了确定各种缺陷是否属于危害型缺陷,本文对各类缺陷进行了解剖分析及验证。最终制定了超声和涡流检测的内控标准,保证了管材的质量。     

锆合金管材中氢化物研究进展

锆合金具有热中子吸收截面率小,在高温高压的条件下具有良好的抗腐蚀性能和高温力学性能的特点,广泛应用于核反应中堆芯材料中的管、棒、板等结构材料。然而在反应堆高温高压的恶劣环境中,锆合金管材会生成氢化物,该物质会对核反应堆的质量和安全产生严重影响。文章从锆合金的氢化物破坏形式、氢化物产生形貌的理论进行综述和探讨,并从锆合金化学成分、锆合金管材设计及生产工艺提出现有锆合金控制措施,提出新一轮核电建设大潮中新型锆合金发展方向。     

锆合金包壳事故容错涂层研究进展

日本福岛核事故后,以提升反应堆在事故工况下的稳定性和安全性为目的的事故容错燃料技术研究已成为世界范围内的研究热点。涂层技术是事故容错燃料项目短期规划主要的发展方向。在锆合金燃料包壳表面制备保护性涂层能够在不改变现有燃料体系结构的前提下,提升锆合金包壳在反应堆失水事故条件下的事故容错能力。本文综述了国内外锆合金包壳涂层领域研究成果,总结了锆合金表面涂层的种类、性能、制备技术及应用前景,结合涂层的制备技术,综合分析了各种制备方法的特点以及未来需集中要解决的问题。在此基础上,提出金属Cr涂层具有良好的耐腐蚀性能,尤其是在1200℃以上高温蒸汽腐蚀条件下能够有效保护锆合金基体,是目前最有希望工程化应用的事故容错涂层。同时指出,探索适合于工程化应用的Cr涂层制备技术,解决Cr涂层的制备缺陷,提升涂层的结构致密性以及界面性能是目前亟待解决的关键问题。     

锆合金包壳管加工技术进展

锆合金以其优异的核性能被用作水冷反应堆的燃料包覆材料和其他堆芯结构材料，典型的商业化Zr-2合金用于沸水堆(BWR)，Zr-4合金用于压力堆(PWR)，已取得长期的运行经验，被ASTM列为核工业应用的成熟合金，40多年来没有被其他合金所代替。随着高性能燃料组件的开发，新型高性能锆合金的研究与开发已十分活跃。 改进锆合金的加工工艺与研制新合金是材料研制的两个重要方面，缺一不可。近年来，锆合金加工工艺技术在新工艺、新设备方面有了很大的发展。 1. 大型铸锭的成分均匀化和控制技术 为使锆-锡合金成分均匀化和提高成材率，铸锭必…     

退火方式对N36锆合金包壳管性能的影响

研究了退火方式对N36锆合金包壳管再结晶程度、力学性能、收缩系数(CSR)、椭圆度以及腐蚀性能的影响。结果表明,在同一退火制度下,采用套管与不采用套管退火相比,管材再结晶程度、强度、CSR性能及短期腐蚀性能没有明显差异,伸长率有所下降;采用套管退火的管材椭圆度没有明显变化,而未采用套管进行退火的管材椭圆度增加明显。     

冷变形工艺对锆合金包壳管氢化物取向的影响

使用4种不同壁厚外径为17.82mm的Zr-4合金半成品管,在KPW25LC轧机上使用相同的参数轧制Φ9.53mm×0.60mm成品管,同炉退火后和矫直后检测不同工艺下的氢化物取向并对比分析,结果表明,冷轧Q值对成品管材的氢化物取向影响至关重要,确定成品轧制Q值与氢化物取向因子的规律,明确管材氢化物取向的影响和控制措施。     

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。     

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     

锆合金包壳表面涂层的制备进展

锆因其极低的中子吸收截面、较高的熔点和优良的耐腐蚀性等特点,在核技术领域得到大量应用,主要作为核燃料的包壳材料。2011年日本福岛核事故后,事故容错燃料(ATF)的开发成为研究热点,尤其着重提高包壳材料的抗高温氧化性,而在锆合金表面制备涂层是提高该能力的重要途径之一。评述了锆合金包壳表面涂层的种类、性能、制备方法及各种方法的特点与发展。指出激光熔覆、等离子喷涂和冷喷涂都有沉积速率快、涂层厚的特点,但涂层过厚将降低核燃料的中子经济性。激光熔覆和等离子喷涂制得的涂层内应力大,存在较多气孔甚至微裂纹。冷喷涂涂层的应力和气孔得到改善,但喷涂法都存在粉尘及噪声污染等问题。重点分析了磁控溅射法(MS)和电弧离子镀(AIP)两种物理气相沉积技术在包壳涂层制备中的应用现状、存在的问题及未来发展方向。指出磁控溅射法因沉积速率可控、涂层的内应力小及涂层组分可调整等优势而应用最广。电弧离子镀因涂层致密、结合力强而最具发展潜力。这为进一步促进锆合金表面涂层的制备与研究提供了参考。     

核燃料包壳管涡流检测的相位特性

为确保核燃料包壳管涡流检测的可靠性,利用涡流检测中的缺陷信号,研究了频率对检测信号幅值和相位的影响。首先根据涡流检测原理,得出包壳管的涡流密度及其与标准渗透深度的关系,然后通过试验得到包壳管的相位滞后曲线。试验结果表明,涡流检测时,结合缺陷信号的相位信息,能够较为准确地评估缺陷深度。     

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。     

退火方式对锆合金管材性能的影响

冷轧锆合金管材在外热式真空炉中按照不同装料量及退火制度进行退火处理,对管材试样退火后的晶粒度、高温拉伸性能、室温收缩系数进行了测试。结果表明:530℃保温3.5 h及70%荷载装炉量为管材最佳退火方式。     

锆合金耐事故燃料包壳涂层研究进展

日本福岛核事故后,以提升反应堆在事故工况下的稳定性和安全性为目的的事故容错燃料技术研究已成为世界范围内的研究热点。涂层技术是事故容错燃料项目短期规划主要的发展方向。在锆合金燃料包壳表面制备保护性涂层能够在不改变现有燃料体系结构的前提下,提升锆合金包壳在反应堆失水事故条件下的事故容错能力。本文综述了国内外锆合金包壳涂层领域研究成果,总结了锆合金表面涂层的种类、性能、制备技术及应用前景,结合涂层的制备技术,综合分析了各种制备方法的特点以及未来需集中要解决的问题。在此基础上,提出金属Cr涂层具有良好的耐腐蚀性能,尤其是在>1200°C高温蒸汽腐蚀条件下能够有效保护锆合金基体,是目前最有希望工程化应用的事故容错涂层。同时,探索适合于工程化应用的Cr涂层制备技术,解决Cr涂层的制备缺陷,提升涂层的结构致密性以及界面性能是目前亟待解决的关键问题。