锆合金腐蚀与防护研究进展

锆合金以其优异的核性能和生物相容性被广泛应用于民用发电反应堆、核动力航空母舰、核潜艇、空间飞行器的结构材料以及医用材料,在苛刻环境下服役的锆合金同样面临腐蚀失效的风险。由于材料本身服役环境的特殊性,使得锆合金腐蚀研究的模拟测试难度加大,诸多疑问难以得到有效解答。锆合金的腐蚀形式包括均匀腐蚀、疖状腐蚀、应力腐蚀以及微生物腐蚀,其腐蚀也受材料成分、热处理工艺、表面粗糙度、氧化膜成分、溶液的pH值、辐照、热流水化学环境以及温度等因素的影响,防护措施包括涂层和缓蚀剂等方式。为进一步改善锆合金的耐蚀性能,未来可从以下几方面展开研究:1)锆合金基体中固溶元素的浓度;2)第二相元素类型、晶粒尺寸及分布;3)氧化膜的生长机制;4)细菌附着方式和生物被膜生长行为等。

新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球制备及其在弥散型陶瓷核燃料中的应用研究

基于光/热引发聚合反应的壳层固化方法在设计构建的同轴双毛细管微流体控制装置中实现高球形度U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球的制备,调控微流控系统中连续相流量以及核相与壳层相流量比可精准控制U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球粒径和壳层厚度。提出以U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球为原料制备高U_(3)O_(8)体积分数的U_(3)O_(8)/ZrN弥散型陶瓷核燃料芯块技术方法。研究结果显示,制备的高达40.8%燃料相体积分数的弥散燃料芯块中U_(3)O_(8)微粒均匀分布在ZrN基质中且没有U_(3)O_(8)微粒堆积粘连。该弥散燃料芯块的热导率比U_(3)O_(8)燃料芯块热导率提高53%,有效改善了陶瓷核燃料的导热性能。

核级锆合金铸锭主元素控制概述

锆合金铸锭的质量决定了后工序产品的质量及使用寿命。目前真空自耗电弧熔炼(VAR)方法制得的核级锆锭中存在主元素Sn、Nb、Fe、Cr、Ni、C、O等分布不均匀情况,即宏观偏析现象。本文结合实际生产情况及同行业相关研究数据,阐述了核级锆锭中主元素的分布特点,简要总结了各个元素的控制方法,以期优化锆合金铸锭制备工艺,为提高锆合金铸锭的质量提供参考。

核级海绵锆制备工艺进展及分析

近年来随着国内核电的重启,核级海绵锆作为核级锆合金的主要原材料得到业内广泛重视,从而加快了国内核级海绵锆产业的发展。本文简要回顾了国内核级海绵锆的研究进展,论述了核级海绵锆常见的工业化制备过程,总结了主要生产工艺的优缺点及应用情况,从技术角度研判了未来核级海绵锆制备工艺的发展趋势,并着眼于降本增效、绿色环保等方面提出了建议。

核级锆铪溶剂萃取分离研究进展

核级锆铪的制备是核工业安全快速发展的重要保障,锆铪深度分离是关键。锆铪分离的方法分为火法和湿法两大类。工业上获得核级锆铪的主要方法是溶剂萃取,萃取分离体系主要有甲基异丁酮(MIBK)-硫氰化氢(HSCN)、磷酸三丁酯(TBP)-硝酸(HNO 3)和三辛基胺(TOA)-硫酸(H 2SO 4),但都存在萃取效率低、萃取剂用量大、环境污染严重等不足。学者们一直致力于开发绿色高效的锆铪分离型新萃取体系,如胺类萃取剂、中性膦类萃取剂、有机膦/磷酸类萃取剂、羟肟酸类萃取剂、协同萃取体系等。以优先萃取锆/铪为切入点,从优先萃锆体系和优先萃铪体系两个方面阐述不同萃取体系萃取分离锆铪的机理、性能及优缺点,为锆铪萃取分离提供新思路。

核级海绵锆对Zr-4铸锭铁元素的影响

本文针对核级海绵锆中氯、铁元素含量对锆合金铸锭中铁元素含量的影响规律进行分析,通过对熔炼后的黑色挥发物及最终铸锭化学检测分析,发现海绵锆中氯、铁元素含量较高会增加锆合金铸锭中铁元素含量的控制难度。为今后锆合金铸锭铁元素含量的控制提供了原材料质量方面控制参考,也为核级海绵锆氯、铁元素含量的控制的重要性提供了依据。

锆合金在核工业中的应用及研究进展

综述了国际上锆合金在核工业中的应用概况及最新研究进展,介绍了我国在锆合金生产及研发中的现状,展望了未来我国锆合金的发展趋势。

核电用锆合金电阻对焊的研究进展

核电站反应堆正朝着高安全性、高燃耗及长运行周期发展.锆合金是关键的核燃料棒包壳材料,包壳管通过焊接方法与端塞形成连接,对燃料棒起到密封和隔绝作用.锆合金的高温性能,尤其是其焊接接头的服役性能是反应堆安全运行的重要保障.详细介绍了常用锆合金材料的物理、力学性能,涉及的锆合金包括国产化的Zr-4合金、N36合金和CZ合金.对锆合金管-端塞接头的焊接工艺方法进行了总结,重点阐述了近年来锆合金燃料棒包壳管与端塞接头的电阻对焊研究成果.总结了锆合金电阻对焊接头显微组织特征和服役性能,并对包壳管与端塞电阻对焊方法的研究方向进行了展望.

电感耦合等离子体原子发射光谱法测定核级锆合金中铁、镍、铌、锡

采用基体匹配法,建立了电感耦合等离子体原子发射光谱测定锆合金中铁、镍、铌、锡4种常量元素的分析方法。通过用高纯海绵锆进行基体匹配和样品最佳溶解试验,准确测定了核级锆合金中常量元素铁、镍、铌、锡,两个元素含量不同样品的加标回收率分别为98.5%~99.5%和102%~104%,相对标准偏差均小于2%(n=10),满足西屋认证标准要求。铁、镍质量浓度在0~10 mg/L,铌、锡质量浓度在0~100 mg/L内线性良好,相关系数均为0.999 9。铁、镍、铌、锡的检出限分别为2.29、1.21、1.83、58.7μg/g,测量下限分别为7.62、4.04、6.11、196μg/g。

相图计算技术及其在核用锆合金研发中的应用前景

相图计算技术作为材料设计研发的重要辅助手段,可以有效地减少实验工作量,缩短研制时间,特别是对于研发周期长的材料意义更为重大。概述了相图计算技术的基本原理、主要软件和应用实例,结合核用锆合金的研发特点,指出相图计算技术可以在新锆合金成分设计、相转变温度预测、析出相种类控制、改善铸锭成分均匀性等方面提供指导和支持。

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。

电感耦合等离子体原子发射光谱法测定核纯级海绵锆中17种微量杂质元素

向2.500 0g样品中加入3mol·L^(-1)硝酸溶液10mL后滴加氢氟酸至溶解完全,冷却后定容至50mL。取此样品溶液5.00mL,加入若干17种元素的混合标准溶液并由3mol·L^(-1)硝酸溶液定容至50mL,采用电感耦合等离子体原子发射光谱法测定各元素的含量。标准加入法可克服基体干扰,各元素分析线的强度与其质量浓度呈线性关系。Co、Cu、Mn、Mo、Ni、Pb、V、Ti的线性范围为0.10~2.0mg·L^(-1),Al、Cr、Hf、Mg、Nb、Ta、Zn的线性范围为0.20~4.0mg·L^(-1),Fe、Sn的线性范围为0.40~8.0mg·L^(-1),17种微量杂质元素的检出限(3s)在1.0~50μg·L^(-1)之间。加标回收率在90.0%~108%之间,测定值的相对标准偏差(n=6)小于10%。

核燃料裂变破碎过程中静力学和动力学受力分析的对比研究

利用工程法和ANSYS软件对UO_(2)/Zr核燃料裂变气体爆炸破碎过程进行了静力学近似分析和有限元动力学分析。结果表明:UO_(2)/Zr发生塑性变形乃至塑性失效,主要与气体大小和材料自身屈服强度有关,表现为自然对数关系。塑性失效路径由内至外,孔的圆周首先塑性失效和破碎,随着裂变过程进行和气体冲击作用下,圆心连线上产生应力集中,最终连接贯通。静力条件下裂变气体使基体产生破碎需要更大的内压,而动力学条件下使材料发生破坏需要的冲击载荷变小。经过对比发现,静力学分析方法能够对反应气体裂变中的受力情况进行有效评估。

锆合金疖状腐蚀研究综述

疖状腐蚀是沸水堆中锆合金表面经常发生的1种局部腐蚀现象,它的产生直接影响包壳管的使用寿命和反应堆的安全性。为了全面认识疖状腐蚀的发生、发展及其控制因素,本文总结了国内外疖状腐蚀研究方面的一些主要成果,介绍了疖状腐蚀斑的形貌、形成机理以及影响因素。在形成机制方面,目前主要有KUWAE的氢积聚模型和周邦新的形核长大模型。在疖状腐蚀的影响因素方面,认为主要有表面影响、热处理影响、合金成分影响、第二相影响、辐照影响等。最后指出了提高材料抗疖状腐蚀性能的工艺措施:提高Fe+Cr含量、降低Sn含量、尽量减少淬火后的退火次数和退火温度、降低锆合金制品的表面粗糙度可以有效提高锆合金的抗疖状腐蚀能力,最根本的措施还是使用含铌新锆合金。

海绵锆的生产工艺技术及技术标准的发展

简要论述了锆矿资源情况,总结了国内外海绵锆的冶炼生产工艺技术,分析了海绵锆技术标准的发展状况,提出了我国海绵锆技术标准及产品质量存在的问题与改进意见。

轻水反应堆用锆合金的研究问题

对近年来轻水反应堆用错合金材料的发展及其应用研究中一些主要技术问题和标准要求进行了综合述评。

铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正

反应堆中央孔道中子注量值是反应堆的重要指标,也是反应堆应用的重要参数。本文简要介绍了用锆箔法测定中央孔道中子注量的方法,着重讨论和分析了影响其测量准确度的几种主要因素,并给出了铀氢锆堆中央孔道中子注量的测量结果。

利用二维核磁共振方法研究取代茚基金属钛、锆配合物的空间结构

通过1H 1HTOCSY和1H 1HNOESY谱对一系列新型结构的取代茚基钛、锆配合物进行了结构上的解析 .并由此发现夹心结构的锆配合物中 ,两个茚环 (或茚环和茂环 )以及茚环上的取代基之间存在核的Overhauser效应 ,这对于茚环相对空间结构的判断提供了有效的证据 .

我国自主品牌核电燃料元件的研发

核燃料元件是核能之源,是核电站安全运行的重要保障。为了保障核电燃料的安全供给,我国在引进先进核电技术的同时,配套引进了国外先进的核电燃料元件技术并实现了国产化制造。现在我国已是核电燃料元件的生产大国,但生产的燃料元件大多数为外国品牌的燃料元件。为了实现核电燃料元件的自主化,近年来,国家大力推进自主品牌核电燃料元件的研发。研发工作以自主品牌核级锆材研制为突破口,以大型压水堆核电燃料元件研发为重点,开发出了以N36核级锆材和CF3燃料元件为代表的一系列自主品牌的核电燃料元件,并逐步向商业化应用推进。