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。     

氢含量对再结晶Zr-Sn-Nb管材氢化物微观结构及取向的影响

虽然已有较多锆合金氢化物的研究,但对于较高氢含量中锆合金氢化物的研究较少。首先对Zr-Sn-Nb管材在400℃下气相渗氢,通过保温不同时间获得三种不同氢含量（147、340、1480 ppm）的渗氢样品。随后采用OM、SEM、TEM和EBSD表征技术,研究了Zr-Sn-Nb管材中氢化物的微观结构、与基体的晶体学取向关系。结果表明：氢含量影响管材中氢化物的取向,α-Zr基体与氢化物之间存在(0001)α∥{111}δ和{10-17}α∥{111}δ两种取向关系。EBSD分析表明氢化物从一个基体晶粒生长向另一个基体晶粒时取向会随着基体晶粒取向的变化而变化。部分锆基体晶粒内同时有晶内氢化物和晶间氢化物,而只有晶内氢化物与锆基体有晶体学取向关系。     

N36锆合金管材的织构研究

利用X射线衍射测试技术,对N36锆合金成品管材的织构进行了测量。利用极图、织构取向因子,特别是采用三维晶体学取向分布函数等表征手段,系统分析了N36锆合金成品管材的织构特征。研究结果表明,N36锆合金成品管材的主要织构组分为基面型（0002）〈1120〉;管材径向上织构取向因子最大,大多数晶粒的[0002]基极集中在与管材的轴向垂直的ND-TD面上,并且偏离径向30°左右呈现典型双峰分布;除基面类型织构组分外,N36锆合金管材还存在一些相对强度比（0002）基面类型织构更高的锥面类型织构,而柱面类型织构较弱。     

氢含量对再结晶Zr-Sn-Nb管材氢化物微观结构及取向的影响（英文）

虽然已有较多锆合金氢化物的研究,但对于较高氢含量中锆合金氢化物的研究较少。首先对Zr-Sn-Nb管材在400℃下气相渗氢,通过保温不同时间获得具有3种不同氢含量(147、340、1480μg/g)的渗氢样品。随后采用OM、SEM、TEM和EBSD表征技术,研究了Zr-Sn-Nb管材中氢化物的微观结构与基体的晶体学取向关系。结果表明:氢含量影响管材中氢化物的取向,α-Zr基体与氢化物之间存在(0001)_α//{111}δ和{1017}α//{111}δ2种取向关系。EBSD分析表明,氢化物从一个基体晶粒向另一个基体晶粒生长时取向会随着基体晶粒取向的变化而变化。部分锆基体晶粒内同时有晶内氢化物和晶间氢化物,而只有晶内氢化物与锆基体有晶体学取向关系。     

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。     

变形量对Zr-4合金管材性能影响

锆及锆合金在核电站水冷动力堆的包壳管和堆芯结构材料中具有广泛的应用前景。文章研究了变形量分别为55%和60%的Zr-4合金管材力学、均匀腐蚀及氢化物取向性能。结果表明:55%变形量的Zr-4管材的室温拉伸性能中抗拉强度和屈服强度高于60%变形量的Zr-4管材。55%变形量的Zr-4合金管材的高温（316℃）拉伸性能中抗拉强度、屈服强度以及延伸率波动小于60%变形量的的Zr-4管材。变形量为60%的Zr-4合金管材均匀腐蚀和氢化物取向因子测试结果略低于变形量55%的Zr-4管材。     

基于有限元法（FEM）的Zr-4合金管材氢化物取向因子研究模型

锆合金管材中的氢化物对锆材基体的力学性能有显著影响,过量的氢化物会导致锆合金管材断裂韧性和最终抗拉强度的降低,造成锆合金燃料结构材料和包壳材料的破损,严重威胁着核动力反应堆的安全。本文研究了矫直压下量对Zr-4合金管材氢化物的影响规律,并采用有限元（FEM）的方法对矫直过程中的Zr-4合金管材微观表面的等效塑性应变进行模拟和分析。实验和仿真结果表明:在矫直压下量为17 mm的条件下,随着矫直辊压下量的逐渐增大,Zr-4合金管材微观表面的等效塑性应变相应增大,从而造成管材内部氢化物F45°N数值的增加。基于FEM的Zr-4管材模型分析结果和实验结果相一致,为进一步研究矫直压下量对Zr-4管材氢化物的影响提供一种新方法。     

氢化物对锆-4合金管材性能的影响

前言由于锆合金在反应堆运转条件下会迅速吸氢,材料内部将产生片状或针状的氢化锆析出物,从而影响到材料的性能,尤其是材料的低温性能。因此研究氢化物对锆合金性能的影响,对于保证反应堆的安全运行,延长元件寿命都具有重要的意义。本报告主要研究了氢含量及其取向对锆4合金管材机械性能的影响。研究内容是:(1)用实验室渗氢方法研究氢含量为250、500PPm。周向、经向口混乱三种取向对管材在20℃、100℃、200℃、300℃、375℃下的延性及强度的影响。(2)氢含量为250PPm。三种不同取向对400℃,14kg/mm~2应力下锆4合金     

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。     

国产新型锆合金SZA-4、SZA-6管材氢化物应力再取向研究

采用氢氩气相渗氢法、慢速率拉伸实验机进行氢化物应力取向及再取向实验,利用金相显微镜和Mias图像处理系统等方法,研究了环向应力和热循环次数对SZA-4和SZA-6两种国产新型锆合金管材氢化物应力再取向的影响。结果表明,SZA-4管材和SZA-6管材的应力取向因子(F_N(40°))随着应力和热循环次数的增加而增大,然后逐渐趋于N稳定,且SZA-6管材比SZA-4管材更易发生氢化物应力再取向0。对于SZA-4管材,F_N(40°)不大于0.45;SZA-6管材,F_N(40°)不大于0.7。     

矫直工艺对Zr-Sn-Nb系合金管材氢化物取向的影响

核反应堆包壳管的氢化物取向因子会较大程度的影响其力学性能和使用性能。为此,使用6辊精密管材矫直机对?10 mm的Zr-Sn-Nb系合金成品管材进行矫直实验,研究辊缝值、弯曲量及矫直辊角度对其氢化物取向因子的影响。采用X射线衍射技术分析矫直管材的残余应力,采用光学显微镜观察高压釜渗氢试样的氢化物分布,并通过评级软件检测氢化物取向因子(Fn~(40°))。结果表明:辊缝值、弯曲量及矫直辊角度均对矫直后管材的残余应力有显著影响,并且管材氢化物取向因子随着残余应力的增大而增大。当辊缝值≥10 mm,弯曲量≤4.2 mm,矫直辊角度在31.5°～33.5°之间时管材残余正应力≤35.6 MPa,切应力≤37.8 MPa,此时氢化物取向呈周向或接近周向,氢化物取向因子满足技术要求。     

环向应力及热循环对N36管材氢化物应力再取向的影响研究

采用高压釜渗氢、拉伸试验机进行氢化物应力再取向、金相显微镜和图像处理观察测量氢化物取向因子等方法,研究了环向应力和热循环次数对N36锆合金管材氢化物应力再取向的影响,获得了氢化物应力再取向分布规律。结果表明,F_N~(40°)随应力和热循环次数的增加而增大,最后趋于稳定,并且整个试样壁厚截面上的(F_N~(40°))均未超过0.5。在200~400℃上进行1个热循环周次时,氢化物应力再取向的应力阈值在80~95 MPa。     

渗氢量对Zr-4合金管材氢化物取向因子测定的影响

用干法渗氢系统向Zr-4合金管材中渗氢,研究不同渗氢量对其氢化物取向因子测定的影响。通过定氢仪测定渗氢量,金相显微镜观察氢化物的形貌、取向分布及测定氢化物取向因子。结果表明:渗氢量为0.012 0%时,氢化物尚未充分长大,不利于计数统计;渗氢量为0.016 8%和0.022 7%时,管材氢化物取向因子值内外层有明显差别,而两者之间差别不大,能准确反映管材氢化物取向分布;当渗氢量为0.038 3%和0.040 0%时,氢化物过度长大已掩盖了内外层氢化物取向的差异,不能准确反映管材氢化物取向分布。     

Zr-Sn-Nb合金包壳管氢化物应力再取向样品制备

锆合金作为核动力反应堆包覆材料和结构材料,在反应堆运行时处于高温、高压水中,锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时以氢化锆形式析出,会明显降低锆合金的塑性,氢脆的程度不仅取决于氢化物的数量,更取决于氢化物的形貌和取向。锆合金包壳管氢化物分布及应力再取向规律的研究具有重要的工程意义。文章通过建立模型,结合实验,对锆合金在氢氩混合气中渗氢形成的氢化物形貌特征及机理进行研究。结果表明:从进气口开始,沿水平直径方向,气体流速成抛物线递减,导致氢化物分布不均匀。在氩气中保温足够长时间,以低速率降温后,氢在锆合金包壳管中充分扩散,氢化物才能均匀分布。     

核用锆合金管材的涡流检测技术

理论分析了核用锆合金管材涡流检测的原理和影响检测结果的因素,针对压水堆10 mm×0.7 mm核用锆合金管材的涡流检验,阐述了检测工艺参数的确定方法。通过应用实例,表明涡流检验技术在核用锆合金管材生产和检验中发挥的重要作用。     

内喷砂应用于Zr-4管材生产加工过程的可行性

Zr-4合金管材生产过程中的内酸洗工序虽然可消除管材轧制缺陷,但是酸液中的HF与锆反应会引起锆合金管材表面的氟化锆残留,进而可能会影响反应堆的安全运行。为了降低或者消除Zr-4合金管材表面的氟化锆残留,文章对比4种锆合金生产工艺方案,并通过表面粗糙度测试、腐蚀实验及超声检测论证了内喷砂工序代替内酸洗工序在锆合金管材生产加工过程中的可行性。采用内喷砂后的锆合金管材内表面粗糙度、腐蚀性能和超声检测结果与传统工艺效果相当。最终确定优化后锆合金生产工艺流程为:轧制→脱脂→退火→矫直→内喷砂→内清洗→抛光→性能检测。该工艺可应用于锆合金管材的生产,降低Zr-4合金管材表面的氟化锆残留,为优化Zr-4合金管材生产工艺奠定了基础。     

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。     

尺寸连续测量技术在核用锆管生产中的应用

文章介绍了精密管材尺寸连续测量技术的原理,分析了该技术应用于核用锆合金管生产过程中所产生测量误差的原因,阐述了在核用锆合金管材生产中应用精密管材尺寸连续测量技术的现实意义.     

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。     

双频涡流检测技术在锆管生产中的应用

通过对双频涡流检测技术的理论分析,结合现场生产实际,确定了双频涡流检测参数,并应用于核用锆合金管材的检测中,进一步验证了双频涡流检测技术在核用锆合金管材质量检验中结果可靠,具有较好的实用性。