U-10Zr/Zr-4合金界面的微观结构及生长动力学研究

Zr-4合金包壳包覆的U-Zr合金有望发展成为水冷反应堆的金属型核燃料。而燃料与包壳材料之间的相容性是反应堆安全运行的关键,但是,关于U-Zr合金燃料与Zr-4合金包壳材料界面元素扩散和反应的研究很少。为研究U-Zr合金与Zr-4合金之间的相容性和扩散行为,采用真空热压扩散法制备U-10wt.%Zr/Zr-4扩散偶,随后在高真空中580-1100℃高温热处理样品。采用扫描电镜和透射电镜分析检测扩散偶的界面微观结构和元素分布。系统研究了两种合金之间的相容性。δ-UZr₂层和厚约20nm的富铀层形成于热压扩散法制备的样品界面。测量了合金界面扩散系数常数和扩散激活能,分别为4.23(±0.63)×10^-6 m²/s和160.73(±1.67) kJ/mol。结果表明U-10wt.%Zr/Zr-4扩散偶的扩散系数大于U-Zr合金的,特别是在低温段。     

UO2与Zr包壳的扩散反应阻挡层

UO₂-Zr 燃料体系广泛应用于压水反应堆和各种研究试验堆中,但在反应堆运行工况下,UO₂燃料与 Zr 包壳会发生扩散反应。在 UO₂燃料与 Zr 包壳之间制备一层氧扩散阻挡层,阻止 UO₂中的氧原子向 Zr 包壳中扩散,是提高核燃料元件的安全性和使用寿命的方法之一。进行理论计算,结果表明 Nb 和 Cr 是最具潜力的氧扩散阻挡层材料。采用电弧离子镀技术制备 Nb、Cr、Nb / Cr 三种涂层,通过对这三种扩散阻挡层的研究,发现在 UO₂燃料上制备一层金属涂层能够有效阻止 UO₂与 Zr 包壳的扩散反应,Nb 涂层具有较好的氧阻挡能力,但是 Nb 与 Zr 在试验条件下能够无限固溶,形成 Nb 与 Zr 的双相结构。 Cr 与 UO₂ 燃料和 Zr 包壳均有较好的相容性,但是 Cr 与 O 原子的亲和性比 Nb 好,Cr 涂层中 O 原子浓度比 Nb 涂层中的 O 原子浓度高。Nb / Cr 复合涂层是一种比较理想的扩散阻挡层,且靠近 UO₂ 燃料一侧为 Nb 涂层,靠近 Zr 包壳一侧为 Cr 涂层。 研究结果表明 Nb / Cr 复合涂层作为氧阻挡层材料,在氧阻挡能力上优于 Nb 涂层和 Cr 涂层。扩散反应阻挡层的研究可为提高核燃料元件的安全性和使用寿命提供一定参考数据。     

热压成型参数对非球面透镜轮廓偏差的影响

目的研究玻璃热压成型参数对非球面玻璃透镜轮廓偏差的影响。方法设计正交试验,并通过Msc.Marc软件对玻璃透镜热压成型过程进行数值模拟,在不同热压成型参数组合下,测量透镜轮廓偏差的大小,从而得到最佳热压成型参数组合。接着进行透镜热压试验,观察成型透镜形状与设计值间的偏差,验证仿真分析结果。结果经正交优化分析,热压温度为570℃时,最大轮廓偏差均值为2.876μm;热压速率为0.02 mm/s时,最大轮廓偏差均值为2.808μm;摩擦因数为0.6时,最大轮廓偏差均值为2.780μm;退火速率为1.5℃/s时,最大轮廓偏差均值为1.893μm;保持压力为700 N时,最大轮廓偏差均值为1.775μm;冷却速率为1℃/s时,最大轮廓偏差均值为1.990μm。它们在各自参数组别中都为最小值。优化成型参数组合为:热压温度570℃,热压速率0.02 mm/s,摩擦因数0.6,网格大小0.05 mm,退火速率1.5℃/s,保持压力700 N,冷却速率3℃/s。热压试验测得最大偏差值为1.61μm。结论离透镜中心越远,透镜表面的轮廓偏差越大。热压模型网格划分越细,越能准确地模拟玻璃热压成型过程。热压速率增大时,透镜的轮廓偏差会增大。热压温度升高,透镜的轮廓偏差会减小,但过高的热压温度会使轮廓偏差变大。退火速率、保持压力、摩擦因数增大时,透镜的轮廓偏差会减小,冷却速率对轮廓偏差无明显影响。     

桥壳热压模具设计

通过分析热压成形工艺特点,阐述了热压模设计思路及方法,介绍了桥壳热压模具结构及工作过程。     

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。     

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.     

金属玻璃

在大多数人想到玻璃时,玻璃板的概念便迅速跃入我们的脑海中。但在一定的条件下,金属也能做成玻璃,例如:这种玻璃可作为电力变压器和高尔夫球棍的理想材料。巴尔的摩港,约翰斯·郝彼科恩斯(Johns Hopkins)大学研究员rodd Hufnagel正在研究一种生产超强,富有弹性和磁性特点的金属玻璃的方法。Hufnagel希望了解,金属玻璃形成时,发生溶化金属冷却成固体时的金相转变。 对科学家来讲,玻璃是任何能从液体冷却成固体而无结晶的材料。大多数金属冷却时就结晶,原子排列成有规则的形式称作品格。如果不     

纤维增强铝—锂合金复合材料的研究

在Al-Li合金(Al-2.2Li-2.1Cu-0.3Mg-0.1Zr)板材上用胶粘贴连续C纤维或Al_2O_3·SiO_2短纤维制成预制板,然后在真空条件下叠层热压成两种复合材料。C纤维增强的Al-Li合金复合材料在760℃真空热压条件下形成明显的界面反应层,而700℃真空热压条件下界面反应不明显,具有一定的界面强度。电子探针分析表明,两种复合材料的界面上Cu,Si,Mg等元素无明显富集现象。但在上述制备复合材料的工艺条件下,Al_2O_3·SiO_2短纤维表面优先长成粗大的T_1相,即使经过随后的热处理仍不能消除。     

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。     

B4C/Al中子吸收板腐蚀过程中的起泡研究

根据亨利定律,建立了B4C/Al中子吸收板包壳腐蚀起泡的模型,计算了孔隙半径、温度对起泡的影响,并利用孔隙毛细管效应分析了孔隙对中子吸收板起泡的影响.结果表明:孔隙半径越小,腐蚀产生的氢气压力越大,B4C/Al中子吸收板包壳更易起泡;温度对腐蚀产生的氢气压力影响非常小,而孔隙半径是影响氢气压力的主要因素;氢气持续产生并在孔隙毛细管中积聚,是包壳产生起泡的动力;水分容易通过孔隙毛细管在B4C/Al芯体中扩散,可导致Al腐蚀,引起包壳起泡.     

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。     

内喷砂工艺对Zr-4合金管材表面质量及尺寸的影响

内喷砂处理作为一种锆合金包壳管内表面的机械处理方式,在去除管材内表面退火氧化层及微裂纹缺陷的同时不会造成管材内表面氟残留的增加,有效解决了锆合金包壳管内表面酸洗处理存在的问题.使用φ9.5 mm规格的Zr-4合金包壳管进行了内喷砂试验,研究了内喷砂介质、喷吹次数、喷砂压力及时间对管材内表面质量及尺寸的影响.采用工业内窥...     

热压桥壳模具设计改进

热压桥壳模具设计改进陕西汽车制造总厂裴升国１概述桥壳是汽车的重要部件。引进“Ｓｔｅｙｒ９１系列”载重汽车使用的是冲焊桥壳，它是由两个冲压成形的半桥壳（图１）经焊接成形。在桥壳生产过程中，冲压工序是桥壳生产的重要工序，模具设计的质量是影响桥壳质量的关键...     

Cr涂层锆合金包壳管与端塞环缝焊接接头耐腐蚀性能研究

采用压力电阻焊及TIG焊两种方式焊接无涂层/Cr涂层锆合金包壳管与端塞,研究其焊接接头组织和耐腐蚀性能。采用高压釜对焊接试样进行高温高压水腐蚀试验,采用SEM对焊接接头试样进行腐蚀后的外表面形貌表征以及对Cr涂层包壳管焊接接头试样进行纵截面形貌表征,采用EDS进行微区成分分析,采用金相显微镜观察接头试样纵截面显微组织。结果表明,当采用TIG焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,焊接接头中出现了Cr与Zr两种金属的合金化现象,接头中存在较多的气孔和裂纹;而当采用压力电阻焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,Cr涂层并没有对焊接接头产生负面影响,接头在保持良好焊接性能的同时,还具备了良好的抗高温水腐蚀性能。     

硅溶胶制壳工艺的研究

本文对以硅溶胶为粘结剂,石英、煅烧高岭土为耐火材料的熔模铸造制壳工艺作了系统的试验分析。通过对几种不同粘结剂型壳性能的比较,铸件质量分析,证实了硅溶胶是一种优于水玻璃和硅酸乙酯的型壳粘结剂。 批生产实践证明,以硅溶胶作为型壳粘结剂,可获得较高尺寸精度(8～7级)和表面光洁度(5～6)的铸件,且铸件综合良品率达85％以上。     

Cr涂层锆合金包壳管与端塞环缝焊接接头耐腐蚀性能研究

采用压力电阻焊及TIG焊两种方式焊接无涂层/Cr涂层锆合金包壳管与端塞,研究其焊接接头组织和耐腐蚀性能。采用高压釜对焊接试样进行高温高压水腐蚀试验,采用SEM对焊接接头试样进行腐蚀后的外表面形貌表征以及对Cr涂层包壳管焊接接头试样进行纵截面形貌表征,采用EDS进行微区成分分析,采用金相显微镜观察接头试样纵截面显微组织。结果表明,当采用TIG焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,焊接接头中出现了Cr与Zr两种金属的合金化现象,接头中存在较多的气孔和裂纹;而当采用压力电阻焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,Cr涂层并没有对焊接接头产生负面影响,接头在保持良好焊接性能的同时,还具备了良好的抗高温水腐蚀性能。     

特殊结构金刚石砂轮热压烧结工艺研究

本文设计了一种磨玻璃用新型特殊结构金刚石砂轮。采用正交设计和方差分析的方法研究了热压烧结温度、压力、时间对该砂轮性能的影响。并指出了在本实验条件下的最佳工艺参数。     

型壳保温方式对一种等轴晶镍基铸造高温合金组织和力学性能的影响

通过设计型壳保温方式改变合金凝固冷却速率,分析了凝固冷却速率对一种等轴晶镍基铸造高温合金K4750显微组织和室温拉伸性能的影响。设计的四种型壳保温方式包括填砂、试棒不包保温毡、包单层保温毡和包双层保温毡,型壳试棒处的凝固冷却速率大小顺序为：试棒不包保温毡≥填砂＞＞包单层保温毡≥包双层保温毡。标准热处理后,型壳填砂的试棒室温抗拉强度最高(1115MPa),试棒不包保温毡次之(1095MPa),包单层保温毡与包双层保温毡最差(分别为950MPa和952.5MPa)。室温屈服强度、延伸率和断面收缩率变化规律与室温抗拉强度相同。采用OM、SEM以及EBSD等方法表征合金显微组织,发现型壳填砂、试棒不包保温毡、包单层保温毡和包双层保温毡的试棒晶粒均为等轴晶,平均晶粒尺寸分别为176μm、167μm、325μm、315μm。填砂和试棒不包保温毡合金凝固冷速较快,形成的细小等轴晶在应力条件下易于协调变形,凝固过程形成的MC型一次碳化物更细小且主要呈块状,有利于抑制变形时微孔洞、裂纹的扩展,显著提高了合金室温拉伸性能。相反,型壳包单层和双层保温毡的合金凝固冷速较慢,形成的大尺寸等轴晶不利于晶粒间的协调变形,析出的大尺寸长条状MC型一次碳化物促进孔洞、微裂纹的萌生与扩展,使合金室温强度和塑性均显著下降。     

特殊结构金刚石砂轮热压烧结工艺研究

本文设计了一种磨玻璃用新型特殊结构金刚石砂轮。采用正交设计和方差分析的方法研究了热压烧结温度、压力、时间对该砂轮性能的影响，并指出了在本实验条件下的最佳工艺参数。     

国内外铸造轧辊的制造水平简介

轧辊作为轧钢生产中的一种专用工模具,对企业提高质量、降低成本起着重要作用。轧辊制造方法由单体(整体)轧辊向复合轧辊改进;从早期的冲芯法生产复合辊工艺向离心铸造法生产复合辊工艺改进;并开发了热压配合装配轧辊、超硬环装配轧辊;或用各种补壳材料和芯材组装起来的复合轧辊等。