M5锆合金包壳管轴向和环向拉伸性能测试

对国产及法国产两种M5锆合金包壳管进行拉伸性能测试,包括轴向拉伸及其环向拉伸。测试温度为室温及375℃。测试获得了9.5mm×0.57mmM5锆合金包壳管轴向和环向在两种试验温度下的抗拉强度σb、屈服强度σ0.2、延伸率δ等性能指标。

Zr-4合金管冲击磨损性能及损伤机制研究

在JDTRI-50冲击磨损试验机上，在冲击频率为10Hz，冲击载荷为10～40N，冲击次数为5万～10万次条件下，对Zr-4合金管试件与Inconel718镍合金板配副进行冲击磨损试验，研究核电燃料棒包壳管材Zr-4合金的冲击磨损性能及损伤机制。结果表明：冲击次数一定时，随着冲击载荷的增加磨痕宽度明显增加，损伤加重；载荷一定时，随着冲击次数增加，Zr-4合金管冲击损伤面积和深度增大；磨损面磨屑含氧量随冲击次数增加，经历较快增加、增速放缓及基本稳定的变化过程；Zr-4合金管冲击磨损的损伤机制主要表现为塑性变形、磨损氧化和疲劳剥落的逐次出现、相互转换和协同作用。

水压试验对燃料包壳管残余应力影响研究

针对燃料包壳管设计两组水压试验方案,对两组水压试验前后燃料包壳管残余应力进行测量,对比分析水压试验对包壳管残余应力的影响。分析结果表明:燃料包壳管水压试验后轴向残余应力减小,环向残余应力增加;水压试验使得轴向残余应力在水压试验后得到部分释放,但使得径向残余应力由于水压试验加压的原因而残余应力少量增加;水压试验中压力大小对包壳管残余应力的影响较保压时间更明显。

核燃料包壳管的阵列涡流检测

为研究阵列涡流技术在核燃料包壳管在线检测中的适用性,采用阵列涡流检测设备在人工缺陷对比样管上开展了检测能力验证试验。试验结果表明,对于壁厚为0.55 mm的核燃料包壳管,该方法可准确识别φ0.2 mm的通孔以及深度为壁厚的10%、宽为0.2 mm、长为3 mm的内外壁周向槽和轴向槽等人工缺陷。

辐照后Zr-2合金包壳管小负荷维氏硬度分析

通过测试辐照后Zr-2合金包壳管小负荷维氏硬度分析包壳材料辐照后性能。分析表明,辐照后材料硬度变化与抗拉强度变化趋势相同,Zr-2合金材料的辐照强化效应明显。拟合得到黑色金属硬度与强度的对应关系,可通过Zr-2合金的抗拉强度计算出辐照后材料的显微硬度值。

燃料包壳管超声波幅与缺陷深度对应关系

燃料包壳管作为燃料芯块的密封外壳,长期运行在高温、高压、强辐照、循环水流冲刷及腐蚀等恶劣环境下,其一旦破裂,将污染整个回路。为保证包壳管的安全性和可靠性,在其生产制造过程中,往往采用多种检测方法对其进行检测,而超声波检验是非破坏性检验最有效、工程应用最多的手段之一。超声波检验主要是通过将包壳管内自然缺陷的反射波幅与标准伤的反射波幅进行比较来判定包壳管的合格性。根据超声波检测理论可知,自然缺陷反射波幅的高低与缺陷形状、取向、尺寸(长度、深度及宽度)等均有关,仅仅通过缺陷反射波幅很难准确判定缺陷的实际深度。为此,本实验针对核燃料包壳管超声波检测中缺陷反射波幅与缺陷深度的对应关系开展研究,采用CIVA仿真模拟软件仿真模拟与金相解剖验证相结合的方式开展研究。研究结果表明:通过CIVA模拟发现,当缺陷取向为0~68°时,燃料包壳管超声波检验缺陷反射波幅与其深度基本成对数递增关系;金相解剖发现,总体上缺陷反射波幅随缺陷深度的增加而增大;模拟结果与金相解剖结果较吻合,原有判废线均能有效发现深度大于30μm的缺陷。

关于我国电站用钛锆管工业迈向21世纪的探讨

综述在下一个五年计划（“九五”）及下世纪初，钛管、锆合金管在我国电厂建设中的应用概况与前景，研讨了促进我国电站用钛、锆管工业为满足市场需求，与国际先进水平接轨应采取的举措。

Zr-4合金燃料包壳环向拉伸数值模拟分析

阐述了Zr-4合金燃料包壳环向拉伸的重要性。建立了拉伸夹具和包壳试样的有限元模型。对包壳应力应变分布,夹具与试样的接触应力、摩擦应力、滑动位移及接触状态进行了分析。对比分析了不同尺寸的包壳试样拉伸后应力分布特征,以及相同尺寸情况下,模拟包壳试样与物理实验试样拉伸后的典型形貌特征。

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。

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。

低锡Zr-4包壳管电子束焊接时发生的合金元素蒸发现象

采用电子探针的波谱分析方法，对国产低锡Ｚｒ４包壳管的环焊缝试样进行表面成份分析。分析结果表明，从焊缝的外边缘到内边缘，Ｓｎ、Ｃｒ、Ｆｅ元素的化学成份在统计上呈增大趋势，腐蚀后出现了白色产物的试样表层，其Ｓｎ、Ｃｒ、Ｆｅ元素含量相当程度地降低。这一事实表明，国产低锡Ｚｒ４包壳管采用电子束焊接时，在一定的焊接规范下环焊缝的合金元素存在严重蒸发现象，特别是合金中锡元素的蒸发使其锡元素含量低于０．５％，导致了腐蚀性能的下降。

FeCrAl/ZrNbCu复合管包壳高温蒸气氧化行为研究

研究了FeCrAl/ZrNbCu复合管蒸气氧化行为,结果表明,外层FeCrAl材料具有优异的抗蒸气氧化性能,有效保护了内层Zr合金管。氧化产物分析表明,FeCrAl合金氧化膜呈凹凸状,氧化产物为Fe2O3、FeCr2O4、Cr2O3和Al2O3;ZrNbCu合金氧化膜垂直于表面生长,氧化产物为ZrO2和Nb2O5;在1000℃氧化时复合管界面没有明显元素扩散;在1100和1200℃氧化后界面发生明显元素扩散。复合管外侧到内侧分别为FeCrAl氧化膜、FeCrAl合金、Fe CrAl-ZrNbCu扩散层、ZrNbCu合金、ZrNbCu氧化膜;界面结合方式由机械结合转变为冶金结合。

燃料棒包壳管内表面残留氟含量测定方法研究

锆合金管材内表面残留氟可能会加速锆合金表面微裂纹的应力腐蚀,为准确测定锆合金管材内表面残留氟含量,本文通过试验研究,研制了专用的内表面残留氟提取装置并进行了高温水解条件试验;采用离子色谱法对提取出的氟离子进行测定,建立的分析方法可以实现快速连续测定,分析范围为0.05~1.0μg/mL,最后采用该方法对锆合金管材内表面残留氟含量进行了测定。结果表明,研制的装置可以完全提取内表面残留氟;本文提出的测定方法的加标回收率为98%~104%,最大相对标准偏差为3.9%,精密度和准确度高,测量结果满足生产需求。

快堆燃料组件包壳管用15-15Ti不锈钢的热塑性

采用Gleeble-3500热模拟试验机对快堆燃料组件包壳管用15-15Ti不锈钢的热塑性进行了研究,绘制了热塑性曲线,并对所有热拉伸试样断口及轴向金相组织进行了解剖分析。结果表明:在应变速率为1 s^-1、温度为900~1200℃时,15-15Ti不锈钢具有良好的高温热塑性,断面收缩率为82.2%~98.9%,温度为1150℃时达到最大;不锈钢在热拉伸试验过程均发生了明显的颈缩现象,且拉伸断口韧窝随温度的升高而增加、变深,当温度为1150℃时,韧窝最深,尺寸最大,温度达到1200℃时,韧窝仍然较深,尺寸略微减小;不锈钢热拉伸断口的动态再结晶比例随温度的升高而增大,在1000~1200℃时发生了完全动态再结晶。应变速率为1 s^-1时,15-15Ti不锈钢最佳的热加工温度为1000~1200℃。