Cr涂层对Zr-4合金蠕变行为的影响

报道化学气相沉积Cr涂层对Zr-4合金蠕变性能的影响以及Cr涂层在服役温度下的热稳定性。利用扫描电镜、电子探针显微分析和电子背散射衍射研究样品的显微组织。结果表明:样品Zr-4基体中晶粒呈等轴状,存在明显的<0001>//ND织构。蠕变后涂层样品的Zr-4合金基体中亚晶界数量明显低于无涂层样品Zr-4合金基体中亚晶界数量,表明Cr涂层显著降低了Zr-4合金基体在蠕变过程中承载的应力,提高了合金的抗蠕变性能。Cr涂层在长时间扩散实验中保持高稳定性。涂层在高蠕变应力下(350℃时不小于157 MPa,400℃时不小于137 MPa)出现裂纹。系统总结蠕变断裂的数据,得到了关于稳态蠕变速率与蠕变断裂时间的Monkman-Grant关系式。

耐事故燃料包壳用FeCrAl不锈钢的研究进展

3.11日本福岛核事故后,国内外围绕提高核燃料元件的事故包容能力和固有安全性课题开展了大量的耐事故燃料(ATF)的研发工作,其中性能更先进的包壳材料是ATF研究的前沿和难点。Fe Cr Al合金优良的高温性能结合管材制备工艺的技术成熟度和经济性,促使该合金包壳成为近期ATF包壳研发的首选目标。简介了国外在ATF包壳候选材料的筛选和Fe Cr Al不锈钢上的研究进展,综述了ATF包壳用Fe Cr Al不锈钢高温蒸汽氧化性能、力学性能、中子辐照性能和应力腐蚀性能等方面的研究现状,指出了Fe Cr Al包壳研制和工程应用等方面需突破的关键技术和研究方向,其中成分优化控制及制备工艺、中子辐照性能和应力腐蚀性能等工程应用的评价是未来研究的重点和难点。

酸浓度对锆合金酸洗反应动力学行为影响

为获取锆合金酸洗表面处理动力学行为数据,采用浸泡酸洗法研究了硝酸和氢氟酸浓度对锆合金酸洗速率的影响。结果表明:氢氟酸对锆合金具有强烈的溶解作用,其浓度对酸洗速率具有指数影响关系,符合液相反应动力学关系式;硝酸对锆合金没有溶解作用,其浓度对酸洗速率有缓蚀作用,具体表现为降低速率常数和反应级数。氢氟酸溶解作用和硝酸的缓蚀作用达到平衡时,可避免锆合金表面出现过酸洗现象且表面光亮洁净,稳定的合理的浓度范围为4.33mol/L<HNO3<7.22mol/L、0.68mol/L<HF<1.60mol/L,且随HF酸浓度增加HNO_3浓度相应增加。

B4C粒度对粉末冶金法制备的B4C/Al腐蚀行为的影响

在90℃、2 500μg/g和25 000μg/g的硼酸溶液中对3种粒度区间B4C/Al样品进行了50天的均匀腐蚀试验。对腐蚀试样进行了增重和形貌研究。结果表明:样品腐蚀程度与颗粒粒度相关,粗颗粒样品腐蚀程度最大,细颗粒、中细颗粒样品腐蚀程度无明显差别;表面缺陷处优先腐蚀,随时间增加形成腐蚀坑;腐蚀产物为Al O(OH)与Al(OH)3;致密的Al(OH)3晶体结构可以起到减缓腐蚀的作用。

Nb对FeCrAl热加工组织影响的研究

通过制备不同Nb含量的FeCrAl系合金,研究了Nb对热加工过程中组织演变的影响。结果表明,Nb通过析出Fe2Nb Laves第二相的方式影响组织演变,第二相来源于铸造析出及热变形诱导析出。析出行为受热力学及动力学因素的影响。

U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质研究

本文对U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质进行了研究。三明治结构的U-Mo/Zr-4扩散偶在760~800℃下包覆热轧后,保温10~66 h。采用扫描电子显微镜（SEM）分析了扩散层的形貌和厚度,采用波谱仪（WDS）分析了各元素在扩散区内的分布情况,采用X射线衍射仪（XRD）测定了扩散层的相组成。分析结果表明,即使在800℃的高温下,U-Mo/Zr-4的扩散程度依然微弱,表现出良好的相容性;U-Mo/Zr的扩散层中间出现裂纹,裂纹两侧的扩散层相组成明显不同,靠近U-Mo侧为富Mo相,其主要是以化合物ZrMo_2为基的固溶体;靠近Zr-4侧的为富Zr相,其主要是以化合物UZr_2为基的固溶体;裂纹认为是由U和Zr不等量的原子交换所造成的。

锆-2合金粉末制备新工艺研究

在一次氢化-脱氢法的基础上探索锆-2合金粉末制备的循环氢化-脱氢法新工艺。研究了氢化温度和氢化压力对氢化相转变过程的影响,并在此基础上研究了循环次数对氢化脱氢实验过程、氢化锆组织、锆组织及出粉率的影响,结合工艺组织性能研究,探讨了氢化脱氢过程对裂纹扩展的影响机理。研究结果表明:较优的氢化温度为600℃,氢化压力为0.3 MPa,循环次数为2次;循环氢化脱氢是两个过程的动态平衡过程,2次循环可以达到一个较优点;循环氢化脱氢的杂质含量控制可以满足要求。

锆合金管表面Cr涂层的室温与高温拉伸性能研究

为深入研究Cr涂层对锆合金包壳管力学行为的影响,采用电弧离子镀膜技术在锆合金包壳表面制备了厚度为15,25,35μm的Cr涂层,利用室温与400℃拉伸试验,对比了不同厚度涂层在室温和高温下的拉伸性能;通过涂层断口及表面微观形貌表征和EBSD微观组织分析,阐述了温度及涂层厚度对Cr涂层开裂和塑性变形行为的影响机制。结果表明:随涂层厚度增加包壳管屈服强度和抗拉强度增加但延伸率下降。与室温拉伸相比,高温下涂层厚度与包壳管拉伸性能的相关性降低。室温下,涂层呈脆性断裂,塑性较差,表面生成环向裂纹,且裂纹数量随厚度增加而增加;高温下,涂层滑移所需临界分切应力降低,晶粒发生更大程度的变形和取向变化,伴随多个滑移系开动后的交滑移行为,涂层塑性显著提升,不同厚度的涂层表面均无裂纹生成。

锆合金管表面Cr涂层的环向拉伸与压扁性能研究

为深入研究Cr涂层对锆合金包壳管力学行为的影响,采用电弧离子镀膜技术在锆合金包壳管表面制备不同厚度(15,25,35μm) Cr涂层,通过环向拉伸与环向压扁2种应变形式的力学试验,对比无涂层与具有不同厚度Cr涂层的锆合金包壳管抗拉强度与延伸率等力学性能的差异;通过拉伸断口与压扁截面的宏观及微观表征,分析不同厚度涂层的开裂行为。结果表明:涂层影响锆合金包壳拉伸断口的扩展路径及基体初始裂纹的萌生,并以此导致抗拉强度的上升与延伸率的下降。较厚的涂层断口扩展路径更短,延伸率降幅更大。综合涂层对包壳管抗拉强度、延伸率及断裂行为的影响规律,Cr涂层厚度在低于25μm的范围内具有更好的力学性能。

金属增材制造技术在核工业领域的应用与发展

增材制造能够制备任意复杂形状的零件,具有快速、高效、经济、全智能化和全柔性化制造的优势。本文总结了国内外典型的金属增材制造技术,介绍了金属增材制造技术在核工业领域的应用,梳理了增材制造核材料产品的性能表现,并以实际案例证明了金属增材制造技术在核工业领域的优势。本文结合革新性反应堆技术在核材料中的应用背景,展望了增材制造技术在核材料领域的发展趋势。

锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为

为了研究锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为,使用自研的热冲击设备模拟循环热冲击环境,针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层进行不同循环次数的热冲击试验。通过X射线衍射仪(XRD)和显微硬度计分别分析热冲击前后的物相变化和硬度变化,采用扫描电镜(SEM)和能谱仪(EDS)探究Cr涂层的表面破坏行为。循环热冲击过程中,Cr涂层生成的氧化层有“自愈”效果,可以有效阻挡O进入锆合金基体,同时诱发Cr-Zr中间层的非均匀扩散。大量Cr元素的内部扩散会促使α-Zr(O)的生成。热冲击生成的裂纹大量分布于外部氧化层、非均匀扩散的中间层以及α-Zr(O)层。经过N=24次循环热冲击后,残余的Cr涂层仍然可以有效保护锆合金基体,避免Zr与大量O反应。通过将锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为分为三个阶段,进一步揭示了循环热冲击作用下锆合金Cr涂层的组织结构和抗热冲击性能的演变规律。

热喷涂制备Cr涂层提高锆合金包壳耐事故性的研究

采用热喷涂工艺大气等离子喷涂(APS)在Zr-4包壳管上成功制备了Cr涂层,目的是为核反应堆燃料组件两端焊接区域进行涂层的喷涂修复,以及完成焊接区的涂层包覆并与PVD涂层区域无缝连接,实现外表面抗氧化耐磨涂层全包覆.将Cr涂层在高达1200℃事故高温蒸汽和空气环境中氧化,采用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射仪(XRD)、X射线能谱(EDS)和电子探针(EPMA)等多种分析技术,对其氧化前后进行了显微组织定性和定量分析.结果表明:Cr粉和喷涂态Cr涂层均为BCC相,喷涂态Cr涂层为典型的层状结构,涂层与基体的界面为机械咬合界面;在空气和流动蒸汽中进行高达1200℃的高温暴露后,均在Cr涂层表面形成致密的Cr_(2)O_(3)层,以及Zr-4基体与Cr涂层之间的相互扩散形成的Cr-Zr层;在高温水蒸气氧化后的Cr涂层试样,在其致密的氧化层上有高密度的针状和叶片形貌的晶须氧化物,但是在空气中未发现晶须状Cr_(2)O_(3).氧化试验表明,Cr涂层能有效提高Zr-4包壳管在高温空气和水蒸气中的抗氧化性.

含大Laves相的冷轧FeCrAl薄壁管退火过程中的再结晶和织构演变:Nb含量的影响

研究了冷轧FeCrAl-0.65Nb和FeCrAl-1.2Nb合金薄壁管在600~900℃、退火1~600 min的再结晶和织构演变。采用电子背散射衍射、电子探针显微分析仪和透射电镜对其微观结构进行表征。测试了其维氏硬度和室温拉伸性能。结果表明,完全再结晶的FeCrAl-1.2Nb合金的硬度比FeCrAl-0.65Nb合金的高,且更容易发生再结晶。退火试样的织构强度较弱,<111>//ND织构的比例增加。均匀分布在FeCrAl-0.65Nb合金中的细小Laves相具有良好的钉扎效果和抑制再结晶的作用。较高的Nb含量对薄壁管的拉伸性能影响不大,并诱导形成较大的Laves相。FeCrAl-1.2Nb合金中块状Laves相附近的较大区域中钉扎的细小Laves相较少,导致其容易再结晶。

长尺寸薄壁FeCrAl管材工程规模制备技术

福岛核事故带来的惨痛教训使得各国直接将核电站的安全问题列为核工业发展的重点。由于放射性物质主要保存在燃料元件内部,要“从设计上实际消除大量放射性物质释放”,最佳选择是将事故序列中止在燃料元件破损之前。现有的三代核电主要在安全系统的改进上提升核电站的安全性,核电燃料发展新概念一耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)提供更长的事故应对时间、缓解事故后果,在尽量不降低经济性的前提下提高电站安全性。

FeCrAl合金中高温水蒸气氧化增重模型研究

通过预测FeCrAl合金在不同温度下的水蒸气氧化行为,从而为反应堆失水事故(LOCA)下的FeCrAl包壳性能演化仿真提供模型。本文基于反应控制与扩散控制的氧化机制,提出了两段式的氧化增重微分模型,并给出了模型参数标定方法。结合实验提供的FeCrAl合金在高温(900~1200℃)与中温(400℃)条件下的水蒸气氧化增重数据,模型能够统一描述400~1200℃温度区间内的FeCrAl合金氧化增重行为,与实验数据的误差控制在20%以内。同时观测到,反应-扩散机制的临界增重在400~900℃时基本不变,在更高温度时显著上升,其原因是高温时氧化层生长过快,难以形成致密的氧化保护层。考虑实际LOCA时初始水腐蚀氧化层的影响以及气压变化,模型给出了相对应的修正方案。本研究有望为FeCrAl合金包壳在LOCA下的失效行为仿真提供氧化增重模型与数据。

Cr涂层锆包壳池式沸腾传热实验研究

铬(Cr)涂层锆合金包壳被认为是最有前途的耐事故燃料(ATF)包壳材料之一,这种材料的表面状态对传热性能的影响程度将极大地影响着涂层锆包壳的工艺优化方向。本文在常压下的Cr涂层锆合金包壳池式沸腾实验装置中对不同工艺方法下制备的Cr涂层锆合金包壳进行实验,研究了粗糙度等表面状态对传热的影响规律及其机制。结果表明,表面粗糙度的提高能降低汽化核心产生的条件,在相同壁面过热度下可显著强化传热。在本文研究参数范围内,随着传热表面粗糙度的提高,临界热流密度(CHF)相应地呈上升趋势,增加表面粗糙度能有效提高CHF值。在此基础上,本文还建立了粗糙度对传热系数影响的预测关系式。

Nb含量及退火温度对FeCrAl合金力学性能的影响

通过添加不同含量的Nb,采用MTS测量拉伸性能,并结合OM、SEM、EDS分析热轧态及退火态组织,研究了Nb含量及退火温度对耐事故燃料FeCrAl合金力学性能的影响,从而优化合金成分及热处理工艺。结果表明,Nb含量为1.2%Nb(质量分数)时较为合适,其影响机制与热处理过程中形成的第二相相关。建议热处理工艺为:去应力退火温度为600℃,部分再结晶退火温度为800℃,完全再结晶退火温度为1000℃。

温度对锆合金酸洗反应动力学行为影响

采用浸泡酸洗法研究温度对锆合金酸洗速率影响,并分析锆合金酸洗释热系数。结果表明:温度对酸洗速率具有指数影响关系;在20~60℃温度范围内,每增加10℃,酸洗速率提高2.0~2.5倍,锆合金酸洗频率因子和反应活化能约为1.18×10^(12)和70 k J/mol。锆合金酸洗为放热反应,酸洗中伴随温度升高,其释热系数约为760 k J/mol。

面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳材料研制等方面取得的成果。面向未来不同需求的先进反应堆,这些自主研发的新型不锈钢包壳材料将为我国实现由核电大国向核电强国的转变提供有力支撑。

常压下ATF锆合金包壳Cr涂层表面饱和池式沸腾气泡行为实验研究

铬(Cr)涂层锆合金包壳是最有前途的耐事故燃料(ATF)的新型包覆材料之一,对其表面的气泡动力学进行研究有助于评估是否具有更好的传热性能。在常压下的Cr涂层锆合金包壳池式沸腾实验装置中对不同工艺方法下制备的Cr涂层锆合金包壳进行实验,研究了粗糙度等表面状态对气泡产生、长大以及脱离等气泡行为的影响。结果表明,气泡接触角与Cr涂层表面粗糙度有关,粗糙度越大,表面气泡接触角越小;不同涂层工艺下制备的4种Cr涂层锆合金包壳样件表面的气泡脱离直径范围为1.256~1.446 mm,气泡脱离频率范围为29.99~50.97 Hz;气泡脱离直径与粗糙度呈负相关,脱离频率与粗糙度呈正相关;气泡脱离直径预测模型与实验数据之间的偏差为±6%,脱离频率预测模型与实验数据之间的偏差为±3%。