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...     

锆合金管材内喷砂工艺研究

一、前言随着核电站向大功率,高燃耗和长期运行安全性方向的发展,对堆芯结构材料的使用性能和使用状态提出了新的要求。锆合金包壳管材内表面喷砂处理工艺取代原酸洗处理工艺就是其中之一。锆合金包壳进往喷砂     

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。     

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。     

Zr-4合金管材轧制用芯棒断裂原因分析

锆合金具有优异的核性能,在核反应堆中的高温高压下具有优异的抗腐蚀、高温拉伸和延伸率性能,因而常用于核反应堆中的包壳管材料。锆合金管材主要利用皮尔格轧机生产,轧制工模具中的芯棒质量对锆合金管材表面质量具有决定性作用。在Zr-4合金包壳管轧制过程中,出现了轧制用芯棒断裂现象。文章对断裂芯棒开展化学成分、金相组织观察、电镜扫描观察及硬度实验和表面低倍观察实验的结果分析表明:芯棒内外部金相组织和硬度均正常,芯棒发生断裂主要原因是其表面存在部分加工痕迹和点蚀深坑。在锆合金管材轧制过程时,由于芯棒受周期性的轧制力,芯棒表面的加工痕迹或点蚀深坑逐步演化为裂纹源,随后逐渐扩展、直至发生断裂。     

酸洗工艺对Zr-4合金管材氟残留影响

酸洗工艺能消除锆合金管材内外表面划伤、点坑、色差等缺陷,但是锆合金和酸液反应后会生成氟残留。SGHWR核反应堆中发现锆合金包壳出现由内向外穿透性的腐蚀裂纹,实验认为可能与包壳管表面的氟残留有关。文章通过高温分光广度法、有限元、能谱分析的方法研究了酸液（HF与HNO3酸的混合液）浓度、酸洗次数及管材裂纹对Zr-4合金管材氟残留或氟元素的影响。结果表明:随着HF浓度的增加,Zr-4合金表面的氟残留数值略有增加。酸洗次数对Zr-4合金表面的氟残留数值结果无影响。管材缺陷断口面的氟元素基本保持在一个水平基准面。     

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。     

新型锆合金管棒材焊接性能研究

新锆合金作为燃料棒新一代包壳材料,其焊接质量的好坏将直接影响到反应堆运行的安全性,因此焊缝质量必须得到可靠的保证。为了对新锆合金包壳管进行合理有效的焊接性能评价,根据相关反应堆要求对以新锆合金包壳材料进行焊接工艺试验,通过对新锆合金管材焊接设备、焊接试样的制备、组装、焊接、焊后检验、性能试验等内容进行研究,得出最优的焊接工艺参数。     

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。     

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-纯锆复合管材研究

锆4合金-纯锆复合管材用于核反应堆,特别是用作大型核电站高燃耗燃料元件包壳。本文对复合管中纯锆层的厚度分布及锆4合金与纯锆结合面的结合情况进行了研究。实验结果表明,采用适当的共挤压工艺,可以获得良好的冶金结合,且纯锆层厚度均匀,复合管材的力学及腐蚀性能与锆4合金管材性能一致,而且具有更优异的抗氢脆性能。     

喷丸处理对锆合金微动磨损及抗腐蚀性能的影响

目的探索喷丸处理工艺对锆合金包壳管的微动磨损及抗腐蚀性能的影响。方法对锆合金包壳管进行喷丸处理,对原始试样及喷丸处理试样进行微动磨损试验,并测量磨损深度和磨损体积、表征微动磨损后的表面粗糙度和表面形貌。此外,对原始试样及喷丸处理试样进行腐蚀试验,测量喷丸前后锆合金的腐蚀增重。结果喷丸处理使ZIRLO锆合金的磨损体积相对于未处理试样减少了5.7%。喷丸处理能够提高ZIRLO锆合金包壳管的硬度,但是高硬度区域较薄,约为4～8μm。腐蚀介质为去离子水和Li OH溶液时,喷丸试样的腐蚀增重分别经过140 d和220 d后低于原始试样。Li OH溶液条件下,未喷丸的ZIRLO合金管氧化膜的厚度约为15μm,喷丸后ZIRLO合金管氧化膜的厚度约为1.21μm。结论喷丸处理在一定程度上可以提高ZIRLO锆合金抗微动磨损性能和抗腐蚀性能,其中抗微动磨损性能有提高,但幅度不大,这与硬化层较薄有关。喷丸后试样经过腐蚀试验,腐蚀增重减少,氧化膜厚度减小,说明抗腐蚀性能增强,但喷丸试样的抗腐蚀性能在腐蚀进行到一定阶段时才开始体现。     

织构对锆合金内压蠕变性能的影响

研究了两种组织形貌相似的锆合金M5TM和N36锆合金核燃料包壳管材的内压蠕变性能,利用X射线衍射仪分析了它们的织构,根据试验数据分析了试验应力水平对蠕变机理的影响,提出用合金在试验条件下的屈服应力作为规一化值建立蠕变速率-规一化应力关系曲线,该法更能够体现合金织构对内压蠕变行为的影响,尤其是蠕变幂函数规律失效的临界转变应力水平.     

锆合金管材残余应力分析

随着我国核电的快速发展,锆及锆合金材料已广泛应用于核反应堆材料中。文章从锆合金加工过程中的锻造、挤压、淬火、轧制和矫直对锆合金管材残余应力的影响进行论述,指出锆合金管材在锻造、挤压、挤压后的淬火、轧制和矫直工序中的残余应力产生方式及应力分布规律,并根据残余应力产生的原因提出改进方法,为减少甚至消除锆合金管材表面的残余应力提供必要的理论和实践基础。     

核用锆合金管材的超声波检测

核用锆合金包壳管作为核燃料的包覆材料,起着防止核产物外逸的重要作用,而包壳管的壁厚却不足1mm,因此对其内在质量和几何尺寸要求格外严格,一般要求管材中不能存在超过壁厚5%~10%深度当量的缺陷,尺寸控制公差为30~40μm。目前在包壳管材的生产过程中,超声波检测是保证产品质量、减少组件破损率的重要手段。随着超声波检测技术的发展,不仅可检测管材缺陷,还可测量管材的尺寸。文章以10mm×0.7mm核用锆合金管材为例,介绍采用超声波技术检测核用锆合金管材的方法。1检测原理1.1管材缺陷检测10mm×0.7mm核用锆合金管材属于小径薄壁管。由于外径小,曲率大,探头难以与管材表面直接耦合,为防止声束在管壁产生发散,通常采用超声波水浸聚焦检测技术[1]。在管材中产生纯横波,且横波能达到管材的内外壁,超声波的入射角α必须满足:C水CL管     

喷砂处理对A7N01铝合金应力腐蚀开裂和点蚀性能的影响

采用慢应变速率试验和循环极化试验,研究了喷砂对A7N01铝合金耐应力腐蚀开裂和点蚀性能的影响。结果表明:在3.5%NaCl(质量分数)溶液中,与未喷砂合金相比,喷砂处理后A7N01铝合金的应力腐蚀敏感指数增大,抗应力腐蚀性能下降。喷砂后合金的点蚀电位、保护电位均降低,滞后环增大,且随浸泡时间增长,点蚀电位和保护电位负移,滞后环增大,喷砂处理使合金的抗点蚀能力和钝化膜修复能力降低。喷砂处理会造成A7N01铝合金表层晶粒细化、硬度增加,但同时喷砂也会造成表面粗糙度增加,并有微裂纹等表面损伤发生,从而降低合金的耐蚀性。     

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。     

Zr-4合金管材轧制无间隙孔型的应用

锆合金包壳管是核反应堆的第一个屏障,其主要承担着包裹核芯块的作用。包壳管主要由两辊皮尔格轧制完成生产,该轧制工序影响着包壳管的力学性能和收缩系数（CSR）性能。文章通过室温拉伸实验和CSR实验,对比了无间隙孔型和有间隙孔型对Zr-4合金管材轧制影响。结果表明:使用无间隙孔型轧制出Zr-4合金管材的外径、内径尺寸偏大、椭圆度较小,可为后续工序提供充足的余量;使用无间隙孔型进行Zr-4合金管材轧制可有效的提高轧制生产效率;使用无间隙孔型进行Zr-4合金管材批量轧制生产,轧制后的管材室温抗拉强度、屈服强度、延伸率及CSR性能满足技术指标要求,可以代替有间隙孔型的Zr-4合金管材轧制生产。     

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。     

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。