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…     

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合金的水蒸汽腐蚀动力学

研究了１０００℃～１３００℃锆－４合金的水蒸汽腐蚀动力学。实验所用材料为锆－４合金管，实验方法为等温氧化实验方法，实验发现，锆－４合金的腐蚀动力学符合抛物线规律：（△Ｗ）＾２＝２．００８×１０＾８．ｔ．ｅｘｐ（－１７８２６／Ｔ），随腐蚀反应时间的逐渐延长，锆－４合金的腐蚀反应动力学不再遵循抛物线规律，腐蚀动力学曲线向上偏离初期的抛物线，出现“加速腐蚀”现象。扫描电镜分析表明，长时间水蒸汽腐蚀后的“     

锆锡合金腐蚀转折机理的讨论

关于Zr-2和Zr-4合金的转折机理有多种假说。其中相变假说认为：锆合金的氧化速度主要受氧化物/金属界面附近t-ZrO2向m-ZrO2转变的控制。在400℃,10.3MPa过热蒸汽中,相变是由应力松驰引起的,在300℃的LiOH水溶液中,OH∧-1与氧空位的相互作用促使t-ZrO2向m-ZrO2转变。本文着重讨论了相变假说及其相变机理,最后提出了自己的观点,氧化膜中压压力达到一定值时,以有Li∧ 进入氧化膜使其力学性能恶化可能导致氧化膜的碎裂,由此引起腐蚀加速和出现转折。     

现代化核电用锆材生产线通过国家验收

2004年3月11日，西北锆管有限责任公司核电用锆材生产线建设项目通过了国家验收。     

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…     

核反应堆用锆合金性能分析

锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸收截面低,用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料,可以节省铀燃料1/2左右。文章以Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb系典型锆合金为考察对象,较为系统地对比和分析了这些锆合金的合金元素、第二相粒子、力学性能、吸氢性能、腐蚀性能等的差异,对这些合金的应用情况进行评估,并在此基础上给出了新锆合金的研制建议。     

锆-2压力管组件的焊接及性能

研究了锆－２合金压力管组件的焊接技术和工艺,采用自制的全封闭式气氩气保护装置和胎具,在焊接时使压力管焊缝区内外始终处于层流氩气保护状态,阻止大气的侵入,减少了氩,氢,氮等有害气体的影响,从而保证了焊接质量,焊接成型后锆－２合金压力管组件不直度小于０．７‰,焊缝达到一级标准,同时力学性能、抗腐蚀性能,耐冲刷性能均达到核的以应堆用锆材的标准要求,为大尺寸锆管的焊接提供了有效的方法。     

核工业用高性能锆合金的研究

介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果。我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金。新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金。     

电镀Cr涂层锆合金的腐蚀行为

在360℃、18.5 MPa的超纯水溶液中和高温(1000和1200℃)水蒸气环境中对采用电镀技术制备的Cr涂层锆合金和没有涂层的锆合金进行了腐蚀行为对比研究。结果表明：在上述腐蚀条件下,Cr涂层显著提升了锆合金的耐腐蚀性能,氧化增重显著降低。与没有涂层的锆合金相比,在高温水蒸气环境中腐蚀54 min后,Cr涂层锆合金的氧化增重下降了一个数量级,在高温高压水环境中腐蚀48 h后,其氧化增重下降了75%。腐蚀后,在Cr涂层锆合金表面形成了细长絮状结构;氧化层越靠近样品表面,结构疏松、空洞数量多且尺寸大;而在靠近Cr涂层与氧化层的界面处,结构致密、无明显尺寸空洞。     

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。     

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.     

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。     

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。     

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。     

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…