锆合金包壳管涡流检测的影响因素分析

理论分析了检测线圈、激励频率、填充系数等参数的选择对锆合金包壳管涡流检测的影响,以及在包壳管制造过程中尺寸均匀性、残余应力、缺陷的形状等因素对涡流检测的影响.针对规格为Φ9.50×0.57mm的锆合金包壳管,给出了检测参数的选择范围,通过合理的选择检测参数,优化管材制造工艺,正确的识别缺陷信号,可有效地提高涡流检测的可靠性.     

基于DOE的锆合金包壳管冷轧质量分析及改善

为了提高锆合金包壳管的冷轧质量,通过统计过程控制技术和工序能力分析研究了锆合金包壳管冷轧后的壁厚偏差问题,并基于试验设计(design of experiment, DOE)技术对皮格尔冷轧工艺进行了优化。包壳管冷轧质量分析和工艺优化试验的结果表明,轧制前管材的壁厚偏差和送进量对轧制后的管材壁厚偏差有显著影响;当轧制前管材壁厚偏差<0.3 mm、壁厚变形量为65%、送进量为1.0 mm/次时,轧制后的管材壁厚偏差最小;通过轧制工艺优化后,反映壁厚偏差离散性的极差平均值由0.036减小到0.018,极差波动也明显减小,轧制质量显著提高;当轧制管材壁厚变形量一定时,对轧制前壁厚偏差较大的管材,采用小送进量轧制,可减小轧制后管材的壁厚偏差,达到提高锆合金包壳管材质量的目的。     

包壳用锆合金表面Cr涂层的高温耐蚀性能

为了提高包壳用锆合金的耐高温腐蚀性能,采用等离子增强物理气相复合沉积（PPC）技术在Zr-4合金试样表面制备了厚度为15μm的Cr涂层,并对其性能进行了表征。通过在（420±3）℃,（10.3±0.7）MPa高温高压蒸汽中进行100 d腐蚀试验,对比了Zr-4基体和Cr涂层试样在高温蒸汽中腐蚀100 d后的耐蚀性能,利用X射线衍射（XRD）分析了涂层的物相,利用扫描电镜（SEM）分析了试样腐蚀后的氧化层厚度及断面形貌,利用能谱（EDS）线扫描分析了腐蚀后试样断面的元素成分,利用金相显微镜（OM）检测试样内部氢化物分布并采用气体分析法测量氢含量。结果表明：采用PPC技术制备的Cr涂层均匀致密,无裂纹、孔洞等缺陷;经高温高压蒸汽腐蚀后,试样表面Cr涂层氧化加重,随着腐蚀时间的延长,基体表面氧化膜厚度逐渐增加,而Cr涂层会发生减薄现象,但剩余涂层连续致密,且基体未出现氧化腐蚀现象,说明Cr涂层具有良好的耐蚀性能;涂层试样比基体具有更低的腐蚀增重率,说明Cr涂层能对基体起到保护作用;Cr涂层部分涂覆的试样涂层与基体过渡区基体侧出现氧化层,但氧化层厚度均匀一致,说明Cr涂层并未加速基体的腐蚀;与...     

轧制和退火工艺对锆-4合金包壳管材氢化物取向的影响

采用3种管材轧制方法、2种退火工艺和2种二次退火制度,研究了轧制加工Q值(减壁与减径比)、退火制度及二次退火对锆-4合金包壳管材氢化物取向的影响.结果表明,无论Q值大小,退火后的氢化物取向因子均大于退火前;加工Q值越大,管材的氢化物取向因子越小;退火温度对氢化物取向的影响与加工Q值有密切关系,Q值越大,退火温度对氢化物...     

核反应堆中防护包壳的研究进展

综述了核反应堆中锆合金防护型包壳的研究进展。石墨或硅氧烷涂层包壳以及内衬锆或铜阻挡型包壳的广泛采用有效地阻止了PCI的产生 ,硅氧烷涂层的防护效果较石墨大 ,但制作这种包壳的成本较高 ;铜阻挡层防护作用较锆阻挡层低 ,已很少被采用。在这几种防护方法中 ,无论采用哪种方法都有效地阻止了PCI的发生 ,但有关防护机制和涂层及阻挡层锆合金包壳制作方法的研究还很少。为此 ,从涂层对裂变产物碘的影响和涂层及内衬金属与锆管内表面的结合等方面提出了今后的研究方向。     

Zr-4合金包壳管维氏硬度与强度关系研究

硬度反映了金属材料在局部范围内抵抗外物压入的能力,其与强度之间存在一定的内在联系。通过室温拉伸和维氏硬度试验,研究了不同状态Zr-4合金包壳管维氏硬度与强度之间的关系,通过最小二乘法建立了维氏硬度与抗拉强度、屈服强度之间的回归方程,分别为y₁=5.764x–544.215(R²=0.997),y₂=5.743x–647.90(R²=0.998),并分析了回归方程的拟合效果。研究表明,Zr-4合金包壳管强度与维氏硬度的相关性极强,二者之间存在较强的正相关性。基于所建立的显微硬度与强度的回归方程,确定了Zr-4合金包壳管冷轧过程中维氏硬度与抗拉强度、屈服强度之间的关系。使用含有初始屈服应力的刚塑性指数硬化数学模型,建立了Zr-4合金包壳管皮尔格两辊冷轧工作锥强度与当量变形量之间的关系式,分别为σ_s=297.37+353.13ε_Hz^0.34,σ_b=453.57+306.47ε_Hz^0.44...     

SiO2浓度对Zr-4合金包壳管力学和腐蚀性能的影响

Zr-4合金包壳管在核工业中应用广泛,为探究一回路水质环境中SiO2的浓度对Zr-4合金组织性能的影响,利用高温高压反应釜模拟锆管在反应堆一回路的工作环境来开展实验.以显微硬度值和腐蚀失重值为指标,研究了锆管在不同SiO2浓度下的力学性能和腐蚀性能.结果表明,随着SiO2浓度的增加,Zr-4合金的显微硬度值逐渐提高,但...     

核电用不锈钢包壳管喷砂处理工艺的得益与局限性

喷砂处理工艺作为包壳管的清洁工序，对改善内壁的表面质量，清除内壁残留和，提高包壳管的超声波检验合格率中直民过很大的作用，但它的得益受到了超声检验主设备的根本性限制。     

锆-4合金包壳长期均匀腐蚀性能研究

在模拟压水堆一回路水条件下,用静态高压釜对锆-4合金进行了8 000 h的均匀腐蚀实验,并对氧化膜的厚度进行了测量和计算,对腐蚀增重和均匀腐蚀速率进行了定量评估。结果表明:锆-4合金包壳内外管在模拟压水堆一回路环境下的氧化增重曲线,初始阶段符合立方规律,2 500 h后为线性规律。内管在腐蚀时间0～2 500 h的氧化增重拟合曲线为y=2.473 47x1/3;超过2 500 h后的拟合曲线为y=9.033 43+0.013 22x;外管在腐蚀时间0～2 500 h的氧化增重拟合曲线为y=2.473 47x1/3,超过2 500 h后的拟合曲线为y=9.498 49+0.013 11x。4.5 a内管氧化膜增厚32.4μm,相当于金属层减薄厚度为20.8μm,远小于锆-4合金内管壁厚的10%。4.5 a外管氧化膜增厚31.5μm,相当于金属层减薄厚度为20.2μm,远小于锆-4合金外管壁厚的10%。考虑到辐照加速腐蚀效应和实际工况,经过4.5 a的模拟反应堆一回路高温高压环境运行,锆-4合金内外包壳管的均匀腐蚀深度均小于包壳名义厚度的10%。     

Zr—4合金工艺改进的研究

通过β淬火后中温静液挤压与轧制加工相结合的新工艺，对现行Ｚｒ－４合金进行了成型加工的研究。结果表明：虽温静液挤压使合金内在的缺陷迅速愈合及晶粒细化，有效地提高了Ｚｒ－４合金的高温力学性能。同时，合金的抗腐蚀性能亦有了初步改善，迪与合金的细化晶粒内第二相均匀分布有一定关系。     

固溶热处理对新型核用FeCrAl合金包壳管组织和力学性能的影响

通过新型核用锻态FeCrAl合金包壳管在不同温度及时间下的固溶处理实验,利用光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)、维氏硬度仪(HV)和电子万能试验机(EUTM)分析了固溶处理对FeCrAl合金包壳管显微组织以及力学性能的影响规律.结果 表明,当固溶热处理温度低于1200℃时,保温60 mi...     

用于原子能反应堆燃料包壳管探伤和测量的电脑化多通道超声工作系统

简介了适用于锆金属管探伤和测量的超声电脑化工作系统，由锆合金管探伤和测量的特点，到适宜于这些要求的系统、技术指标及功能，软硬件配置，以及实际使用考察的评价。     

粉末冶金法制备核燃料包壳FeCrAl合金研究进展

燃料包壳是核反应堆安全运行的重要保障。福岛核事故后,国内外开展了大量新型事故容错燃料包壳的研发工作。由于具有抗高温氧化和高强度等优异的综合性能,FeCrAl合金已成为新一代事故容错燃料包壳的重要候选材料之一。经过多年积累,核燃料包壳FeCrAl合金的设计和制备研究已取得一定进展。利用粉末冶金方法制备性能更为优异的氧化物弥散强化FeCrAl合金前景广阔,受到国内外学者的广泛关注。本文综述了核燃料包壳FeCrAl合金的成分设计、熔炼制备和粉末冶金制备的研究现状,分析了不同方法制备合金的组织性能及存在的问题,对未来核燃料包壳FeCrAl合金的设计和制备进行了展望。     

核电锆管工艺方案的研讨

本文推出锆锡合金管的两套典型工艺方案,给出相关的主要设备与工艺参数,归纳了当前尚待进行科研开发的课题,希望以此引起企业界对振兴锆工业若干技术问题的关注。     

快堆包壳用ODS铁素体合金的蠕变性能

对比正在快堆中服役的奥氏体钢和主要候选材料之一的铁素体－马氏体钢的蠕变性能,对作为先进快堆包壳用最有前途的三种ODS（Oxide dispersion strengthened)铁素体合金的蠕变行为进行了研究。     

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。     

核反应堆用锆材的发展趋势与对策探讨

本文综述核材料锆合金的发展概况及上海与国内外先进水平的主要差距。核电的发展要求沪产锆合金管进一步改善耐高温高压水腐蚀、提高高温强度和抵抗疲劳破损的能力。为此,文中着重讨论了管材的堆内行为、组织性能与生产工艺的关系,并在此基础上研讨振兴上海锆工业的策略。     

油井管用铁镍基耐蚀合金研究

铁镍基合金作为一种综合耐蚀性能优良且成本低廉的耐蚀合金,在油气田的开采领域已得到了广泛的应用。针对目前在国内油井管材领域应用比较广泛的合金028、825以及G3,分析了析出相形成规律,总结该类耐蚀合金的冶炼、热加工和冷加工、机械性能、耐蚀性能和焊接性能等方面的研究进展。研究表明:有效控制第二相的析出,可以提高合金的耐蚀性能;在管材的生产工艺上要注意热加工以及冷加工过程中的加热温度、冷却速度以及变形温度和变形速率;合金的双极性钝化膜有效提高了材料在复杂服役环境下的抗局部腐蚀性能。     

TiN/Cr涂层锆合金包壳高温氧化与抗热冲击性能研究

为了研究TiN/Cr涂层锆合金的高温氧化性能和抗热冲击性能,采用磁控溅射制备了TiN/Cr涂层锆合金样品,分别开展高温氧化和抗热冲击性能试验,并对高温氧化和抗热冲击后的样品微观结构、物相及结合强度等进行表征。结果表明磁控溅射制备的TiN/Cr双层涂层之间存在明显界线,样品表面存在类圆形的团聚凸起,但涂层结构致密,无裂纹和孔隙等缺陷。高温氧化后,表面Cr涂层部分被氧化为Cr₂O₃,呈不规则的多面体结构,中间TiN涂层中Ti原子向表面扩散,与O结合形成TiO₂,呈长条状结构,且Cr₂O₃聚集区域呈鼓泡状。在涂层与基体界面处,向内扩散的Cr原子和向外扩散的Zr原子形成约5μm厚的Cr-Zr扩散层。同时,O原子持续向样品内部扩散,与基体中Zr原子结合形成ZrO₂。虽然TiN/Cr涂层锆合金的氧化增重小于无涂层锆合金,且样品保持相对完整,但是由于O原子的持续扩散,内部锆合金被氧化,说明TiN/Cr涂层无法为锆合金提供良好的长时抗高温氧化性。热冲击试验后,表面涂层依然...     

NiCrBSiC合金大面积激光熔覆层性能研究

采用CO2激光器及LASERCELL-1005六轴六联动三维激光加工机床在40Cr钢上进行激光熔覆处理。利用扫描电镜、X射线衍射仪、显微硬度计、电化学测试系统、磨料磨损试验机等设备对熔覆层组织、硬度、磨损、腐蚀性能进行研究。结果表明:大面积激光熔覆层主要由Cr23C6,Ni3B,(Fe,Ni),Ni等相组成。激光熔覆层的显微硬度值在420~1 320 HK之间。熔覆层的硬度、耐磨性和耐蚀性与基体相比均有较大的提高;大面积激光熔覆层的显微硬度、耐磨性、耐蚀性均不及单道激光熔覆层;多层叠加熔覆层的耐蚀性能优于