新锆合金在核工业中应用的国产化分析

1 前 言 目前锆合金在世界各国被广泛用作核反应堆的堆芯结构材料,其性能直接影响核电站的安全可靠性和经济性,而采用新锆合金制造的高燃耗燃料组件由于具有燃耗深、经济性好、运行安全可靠和破损率极低等一系列优点,致使世界各国都非常重视对其的开发研究并努力将其应用于核反应堆。我国新锆合金市场现在基本上由外国垄断,除了经济上不划算外,还极易受到国际政治气候的影响,因此新锆合金的国产化问题就显得越来越突出了。2 新锆合金在核工业中应用的研究 动向 核电反应堆的发展方向是提高卸料燃耗,延长换料周期,以降低核电成本。轻水堆追求…     

国内核动力堆用锆合金的研究动向

本文通过分析国内核动力堆发展对材料的要求以及锆合金的研究现状,指出近期核动力堆用锆合金的科研动向和几个值得重视、有实用价值的科研课题。     

锆合金管材氢化物生长方式的研究

研究了锆金管材中氢化物的生长方式。结果表明：氢化物片（条）是在晶界上生长,并且以尖端延伸的方式向前发展。氢化物片的厚度近似一常数值,与氢含量（渗氢量）没有对应关系。氢含量的增加只增加化物片的数量。同时分析了造成氢化物这种生长方式的原因。     

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。     

核反应堆燃料元件用锆合金管材的生产及检测

核反应堆中燃料元件是重要的部件，其安全性很大程度上取决于材料的强度及结构的均匀性．因此，这类材料的选择常要考虑核反应的动力学因素，采用含1～2.5％Nb的锆基合金，并用Fe、Sn和O作为提高材料性能的合金化元素．锆在1085K时，便从低温的密排六方。一相变成高温的体心立方卜相．当材料受到高应变时，就明显妨碍了错合金的塑性变形过程．因此在管材的生产过程中，很可能会出现管坯破裂的现象．这样就要求从管还到规定尺寸的冷轧工艺的每个阶段之后，都要使材料留有一定的延性．为了评估错合金管坯在没有破裂的前提下，能承受的变形程…     

对堆芯熔化条件下锆合金包壳腐蚀动力学有关问题的讨论

针对在堆芯熔化条件下建立铝合金包壳腐蚀动力学模型时所涉及的有关问题和已有的模型进行了讨论和评述。     

合金元素对锆合金耐腐蚀性能的影响概述

总结了合金元素对锆合金耐蚀性的影响,发现对于Zr-Nb系合金而言,Nb的固溶度对其合金的耐蚀性起主导作用,而对于Zr-Sn系合金来讲,第二相的种类、大小和分布对于其耐蚀性影响更大。少量Cu元素的加入,对含Nb锆合金的耐蚀性有很大促进。     

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.     

锆合金疖状腐蚀研究综述

疖状腐蚀是沸水堆中锆合金表面经常发生的1种局部腐蚀现象，它的产生直接影响包壳管的使用寿命和反应堆的安全性，为了全面认识疖状腐蚀的发生、发展及其控制因素，本文总结了国内外疖状腐蚀研究方面的一些主要成果，介绍了疖状蚀斑的形貌、形成机理以及及影响因素。在形成机制方面，目前主要有KUWAE的氢积聚模型和周邦新的形核长大模型。在疗状腐蚀的影响因素方面，认为主要有表面影响、热处理影响、合金成分影响、第二组影响、辐照影响等。最后指出了提高材料抗疗状腐蚀性能的工艺措施：提高Fe Cr含量、降低Sn含量、昼减少淬火后的退火次数和退火温度、降低锆合金制品的表面粗糙可以有效提高锆合金的抗疖状腐蚀能力，最根本的措施还是使用含铌新锆合金。     

中国的钛工业概况

对近年来轻水反应堆用锆合金材料的发展及其应用研究中一些主要技术问题和标准要求进行了综合述评。     

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由之路，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研究改善锆合金耐腐蚀性能的结果：控制Ｚｒ４合金成材时的热加工制度，可以明显改善它的耐腐蚀性能，尤其是耐疖状腐蚀性能。其主要原因是αＺｒ中Ｆｅ＋Ｃｒ的固溶含量变化，而不是析出相微粒的大小。由于Ｚｒ４合金中析出相Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２微粒的氧化比αＺｒ基体慢，并与成分中的Ｆｅ／Ｃｒ比有关，当嵌镶在氧化膜中的Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２微粒继续氧化形成单斜结构ＺｒＯ２和立方结构（Ｆｅ，Ｃｒ）３Ｏ４后，由于体积膨胀会造成氧化膜中的局部张应力。从这一角度出发，热处理对析出相细化、均匀分布以及Ｆｅ／Ｃｒ比的变化等也是应考虑的问题。发展ＺｒＳｎＮｂ（Ｆｅ＋Ｃｒ）新合金，对改善锆合金的耐腐蚀性能有更大的潜力，成分（％，质量分数，下同）的选择应为Ｓｎ１～１２，Ｎｂ～１，Ｆｅ＋Ｃｒ可保持或略高于Ｚｒ４的水平。     

水化学及合金成分对锆合金腐蚀时氧化膜显微组织演化的影响

将Zr-4和成分接近ZIRLO的3#合金样品置于高压釜中,经过360℃,18.6 MPa的0.01 mol/L LiOH水溶液腐蚀1 50 d后,增重分别达到310 mg/dm^2和82 mg/dm^2,3#合金的耐腐蚀性能明显优于Zr-4.用透射电镜、扫描电镜和扫描探针显微镜研究了两种样品经过70 d和150 d腐蚀后,氧化膜不同深度处的显微组织和晶体结构;研究了氧化膜的断口形貌和氧化膜的表面形貌.结果表明：Zr-4氧化膜中的空位比3#合金氧化膜中的更容易通过扩散凝聚形成孔洞簇和晶界微裂纹,也容易发展成平行于氧化膜/金属界面的裂纹,导致腐蚀转折提早发生,这与Li^＋和OH^-渗入氧化膜后降低氧化锆表面自由能的程度有关.从氧化膜表面晶粒形貌判断,Zr-4样品形成氧化锆后的表面自由能比3#合金样品形成氧化锆后的低,这是合金成分不同引起的一种差异,也可能是Zr-4样品在LiOH水溶液中的耐腐蚀性能比3#样品差的一个重要原因.     

高温气冷堆核电站金属堆内构件锻件材料12Cr2Mo1落锤试验研究

12Cr2Mo1低合金钢是第一次在我国高温气冷堆核电站金属堆内构件主体设备上应用,在制造过程中落锤试验出现不合格.经过对断裂试样宏观和显微结构的研究,发现焊道的热影响区对落锤试验的影响很大.对焊道的施焊工艺进行了改进,并严格控制焊道的成型尺寸,验证实验结果证实了该方法可以使试验的无塑性断裂温度降低.后经过产品试验,使锻...     

电沉积重量法测定核级银-铟-镉合金中的银

研究制订了核级Ag—In—Cd合金中Ag的电沉积重量测定法。当n=8时，Ag的平均测定值为79．76％；标准偏差为0．014％；相对标准偏差为0．02％；合成样品中Ag的回收率为99．9％-100．1％。     

核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析

从化学成分、力学性能、热力学平衡相转变、焊接性、淬透性和堆焊层裂纹敏感性等方面比较了核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢,分析了合金元素对钢的力学性能、热力学平衡态析出相、碳当量(Ceq)、淬透指数(Df)和堆焊层裂纹敏感系数(PSR)的影响,为SA508不同级别钢冶炼时实控化学成分的选择和进一步认识SA508系列钢提供了参考。     

难熔高熵合金在反应堆结构材料领域的机遇与挑战

传统反应堆结构材料性能已趋于极限,亟需开发新型材料。难熔高熵合金是以多种难熔元素作为主元的新型金属材料,具有独特的力学、物理和化学性质,尤其在高温力学、抗辐照等方面表现出优异的性能。难熔高熵合金在第4代核裂变反应堆包壳材料、核聚变堆面向第一壁材料等关键领域具有广阔的应用前景。本文结合具有代表性的文献,围绕难熔高熵合金的力学性能、抗辐照性能、抗氧化性能阐述了其强化机制与抗辐照机理,梳理了难熔高熵合金的发展脉络,在此基础上展望了难熔高熵合金在反应堆结构材料领域的应用前景。     

草酸溶液中铝池壳的阳极氧化技术

清华大学核能研究院屏蔽实验反应堆池壳用A0纯铝制成，并于1964年对池壳进行了全部阳极氧化处理。至2001年，反应堆运行了37年，池壳表面仍然有一层发亮的氧化膜，与国内外同类型的未经阳极氧化处理的反应堆相比较，说明氧化膜极好地保护了池壳。该反应堆池壳容积大于50m^3。表面积达100m^2，把这样大的铝制设备在完全安装完毕后进行全部表面阳极氧化处理，在处理工艺上是很困难的。本文阐明了解决这些问题的方法。对A0纯铝在草酸中的阳极氧化做了许多实验，获得了A0纯铝在3％(w／％)草酸中的阳极氧化的基本规律，并确定了最终的工艺参数。包括氧化电流密度，氧化时间和电解液的温度。在铝池壳的阳极氧化过程中解决了许多关键的工艺：如大型工件阳极氧化工艺、氧化机制、性能；分层处理与薄膜密封技术；电源的选择；电解液的循环冷却；氧化膜的质量检测等。     

上心盘锻模设计与制造

利用Pro/E和MasterCAM设计制造平台,从上心盘的成形过程分析出发,介绍了上心盘锻模设计与制造过程,提高生产效率、降低成本。