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…     

氢对N36锆合金包壳管环向拉伸性能的影响

核反应堆运行期间燃料元件锆合金包壳发生腐蚀吸氢至延性降低,包壳延性降低的程度与吸收的氢含量有必然的联系。采用气相渗氢方法,获得了氢含量在100~1000μg/g范围的试样,开展了不同氢含量对N36锆合金管环向拉伸性能的影响研究。结果表明,当氢含量高于约150μg/g时,延伸率随着氢含量的增加而降低,当氢含量达到1000μg/g左右,延伸率降低到9%左右,仍保留有一定的延性;1000μg/g范围内的氢含量对N36锆合金包壳管拉伸强度和屈服强度的影响都很小。吸氢后N36锆合金包壳管环向拉伸的断裂模式与氢含量有直接的关系,随着氢含量的增加,断口形式表现为从45°剪切断裂到杯锥状断裂再到正向断裂的特征。     

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。     

N36锆合金包壳管的高温蠕变行为

研究了N36锆合金包壳管在温度为593~723 K、应力为60~160 MPa条件下的拉伸蠕变行为。结果表明,本试验条件下N36锆合金管材存在不同的蠕变变形机制。593~673K下低应力范围内,蠕变应力因子n约为3,蠕变表观激活能Qapp≈150 k J·mol-1,蠕变变形受位错的粘滞性滑移过程控制;高应力范围内蠕变应力因子n为5~6,蠕变激活能Qapp≈170 k J·mol-1,遵循典型的5次幂律蠕变规律,蠕变变形受位错攀移过程控制。在723 K时,高应力范围内发生幂律失效。N36锆合金包壳管表现为典型的Class A型合金蠕变特征,表现出与Zircaloy合金不同的蠕变规律。     

水射流表面改性对国产Zirlo锆合金包壳管加速腐蚀氧化膜形貌的影响

为进一步提高国产锆合金包壳管性能,提高反应堆安全性,对国产Zirlo锆合金进行水射流冲击强化,研究在高温高压水腐蚀条件下不同冲击压力对样品表面氧化膜的影响,并与未冲击样品进行对比。结果表明,样品表面在不同压力的冲击下耐蚀性差异较大,当冲击压力达到40 MPa时样品表面氧化膜状态较好,相比于未冲击样品氧化膜厚度减少4.3%,在10 MPa和20 MPa冲击下则出现腐蚀加速情况。     

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。     

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。     

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。     

Zr-Sn-Nb系合金包壳管激光打标性能研究

以?9.5 mm的Zr-Sn-Nb系合金成品管材为研究对象,使用专用激光打标机开展了不同打标速度、频率和功率的3组打标实验,打标试样在高压釜内进行400℃均匀蒸汽腐蚀试验,使用超声设备进行超声探伤。结果表明：当打标功率设置为9 W,打标频率设置为28 kHz,打标速度设置为280 mm/s时,打标试样腐蚀前后标识清晰且腐蚀增重最小。打标工艺参数对锆合金包壳管表面质量和腐蚀性能具有显著影响,其中打标功率是控制包壳管标识部位表面质量和耐蚀性能的关键。不同激光打标参数条件下,激光标识均未引入新的缺陷,满足核燃料包壳管激光打标部位超声探伤要求。     

氢化物对N18锆合金原位拉伸变形的影响

采用扫描电镜下原位拉伸方法,观察研究了电解渗氢后的N18锆合金中氢化物的变形过程和基体的滑移行为,分析了氢化物对拉伸性能的影响。研究发现,锆合金基体的塑性变形是由多滑移引起的,氢化物可随基体发生较大变形。稀疏分布的带状氢化物簇对滑移的阻碍小,滑移线能够穿过而不改变方向,但尺寸较大的氢化物簇会阻碍滑移带的穿过而改变滑移方向。氢化物使抗拉强度略有增加,伸长率显著下降,但氢含量达到623μg/g的N18锆合金的伸长率仍然达到了13.1%,具有较好的塑性。     

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.     

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。     

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。     

锆合金包壳在模拟压水堆一回路冷却剂中的表面污垢沉积行为研究

阐述了影响燃料包壳表面污垢沉积行为的主要因素，通过设计并开展针对国产锆合金燃料包壳的污垢沉积试验，成功制备出含多孔基体和烟囱结构主要元素组成的燃料包壳氧化物污垢，污垢的主要成分为NiFe₂O₄、Fe₂O₃和NiO，并在污垢内部检测到LiBO₂的析出，实现了对PWR堆芯燃料包壳污垢沉积的实验室模拟。     

锆材在核电站的应用及前景

锆合金因其优良的核性能和适宜的机械性能，在核电反应堆中作为包壳材料和结构材料得到了广泛应用。介绍了锆合金包壳管材在核电站中所起的重要作用，具体用途、用量，以及我国锆合金材料的研制和生产现状。指出随着我国核电事业的发展，对锆合金材料的需求仅更换的包壳管到2010年将达到120t，我国应加速核电用锆合金材料的国产化进程，这样才能自主地发展我国的核电事业。     

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32.4 μm，相当于金属层减薄厚度为20.8 μm，远小于锆-4合金内管壁厚的10%。4.5 a外管氧化膜增厚31.5 μm，相当于金属层减薄厚度为20.2 μm，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%。     

氢化物在Zr—4合金中变形行为的研究

利用SEM原位观察，研究了氢化物在Zr-4合金中的形貌，大块团状分布的氢化物，稀疏分布的氢化物和单个氢化物的变形行为。结果表明Zr-4合金中的氢化物在室温下具有一定的塑性变形能力，可以随基体发生较大的变形，且氢化物的变形行为和其形貌密切相关。大块团状分布的氢化物的变形能力较差，断裂较早，稀疏分布的氢化物的变形能力较好，断裂较晚，而单个氢化物的变形能力最好，不易断裂。     

氢化物对N18锆合金原位拉伸断裂行为的影响

对电解渗氢后的N18锆合金进行了扫描电镜下原位拉伸试验,观察了裂纹在氢化物中的萌发与扩展过程,研究了氢化物对拉伸性能和断裂行为的影响。研究发现,拉伸时试样会发生颈缩,基体断口上存在大量韧窝,呈韧性断裂,使渗氢后的N18锆合金具有一定的塑性。小裂纹在带状氢化物簇中萌发并迅速扩展,但基体对小裂纹的扩展有钝化作用,使小裂纹转化成孔洞。断口表面上,脆性氢化物与基体之间还会形成二次裂纹,其形状和分布与氢化物的形状和分布相似。孔洞与二次裂纹都会使含氢锆合金的塑性降低。