切向位移对Cr涂层Zr-1Nb合金包壳微动磨损的影响

随着核电技术更新迭代,由于传统Zr合金包壳存在安全性能缺陷,核燃料组件安全面临严峻挑战,探索开发新型核燃料包壳管成为核电安全防护领域的重点研究。以Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管(改良型ATF材料)为研究对象,探究切向位移对Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管微动磨损行为及磨损机理的影响。采用白光干涉仪表征出Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管表面磨痕的三维形貌,对Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管表面磨痕的截面轮廓以及磨损深度进行测算。通过扫描电子显微镜(SEM)和能谱仪(EDS)对表面磨痕的微观形貌以及元素组成进行表征。结果表明:随着切向位移增加最大磨损深度随之增加,微动运行状态由部分滑移逐渐转变为完全滑移,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管表面的磨屑黏着现象逐渐减弱,磨损机理由黏着磨损转变为剥层磨损。所有试验中Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管存在明显的氧化磨损。从微观角度探索了接触模型为GTR构型的改良型ATF包壳材料微动磨损机理以及微动磨损行为,制备的Cr涂层能够提高Zr-1Nb合金包壳管的微动磨损性能,有效延长包壳管的服役寿命。

Zr-1Nb合金包壳高温蒸汽氧化行为研究

锆合金因具有热中子吸收截面小、抗中子辐照能力强、导热性能优异等特有的综合性能,被广泛用作水冷堆核燃料包壳材料。近年来,反应堆高燃耗、长换料周期的发展趋势对燃料包壳综合性能提出更高要求。针对新型Zr-1Nb合金包壳开展双面高温蒸汽氧化试验,氧化温度为1200°C,氧化时间为600 s~3600 s不等。试验后,采用扫描电子显微镜、能谱仪和X射线衍射仪表征高温氧化产物膜微观形貌特征、氧化层厚度、元素分布以及物相组成等,建立Zr-1Nb合金氧化动力学模型。研究表明,不同试验条件下,Zr-1Nb合金包壳高温氧化膜均未脱落,包壳内外壁氧化相对均匀,且氧化动力学曲线遵循抛物线规律。

Cr涂层对Zr-1Nb合金包壳微动磨损行为的影响

采用三维白光干涉仪、扫描电子显微镜、能谱仪等表征技术对比研究Cr涂层Zr-1Nb合金包壳和Zr-1Nb合金包壳与格架在模拟压水堆一回路水环境下的微动磨损行为及损伤机制。结果表明,Cr涂层显著提高Zr-1Nb合金包壳的抗微动磨损性能。此外,对磨副为刚凸时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制以磨粒磨损和剥层磨损为主,而Cr涂层Zr-1Nb合金包壳由于表面硬度较高,且表面形成具有保护作用的三体层,其损伤机制以黏着磨损和材料单向转移为主。对磨副为弹簧时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制主要为剥层和黏着磨损,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳主要为磨粒磨损。

激光熔凝处理对Zr-1Nb核燃料包壳组织和性能的影响

为了提高核燃料包壳Zr-1Nb合金的抗高温腐蚀性能,采用激光熔凝+真空退火热处理工艺对其进行表面处理。借助扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)、拉曼等检测手段对锆管组织、成分及物相结构进行分析,使用探针式表面轮廓仪、显微硬度计和高压反应釜等仪器表征锆合金的粗糙度、硬度和耐蚀性。结果表明:经激光熔凝处理的锆管表面平整度提高;激光熔凝层物相主要由α-Zr和少量的m-ZrO2组成,且后续真空退火热处理没有改变锆合金的相组成;较高功率条件下进行激光熔凝显著降低锆管的高温耐蚀性能,而在较低功率进行激光熔凝工艺且辅助后续热处理的条件下,可以显著提高锆管的高温耐蚀性能;经激光熔凝处理后锆合金的显微硬度升高50~80HV0.1,热处理后硬度相应减小,但仍高于原始样品。

淬火对Zr-1Nb合金抗腐蚀性能的影响

研究了两种不同制度淬火以及淬火后的冷加工对Zr－1Nb合金抗360℃，18．6MPa高温水和500℃，10．3MPa高温蒸汽腐蚀性能的影响，并对影响机理进行了分析。研究表明，无论是（α＋β）双相区淬火还是严单相区淬火，都使合金的抗高温水和高温蒸汽腐蚀性能严重恶化，淬火后的450℃，16h时效没有改变这种现象；在淬火与时效间加一道冷加工能有效改善淬火态合金的抗腐蚀性能。

焊接及随后热处理对Zr-1Nb合金腐蚀抗力的影响(英文)

为了推进从俄罗斯引进的田湾VVER-1000型核电站用Zr-1Nb合金燃料包壳和端塞棒材的国产化进程,研究了焊接及随后的真空热处理对Zr-1Nb合金抗360℃,18.6MPa水和500℃,10.3MPa蒸汽腐蚀性能的影响。实验结果表明焊接严重恶化Zr-1Nb合金在2种介质中的腐蚀抗力,主要是因为焊区中出现了粗大的马氏体组织;随后的真空退火对腐蚀抗力的影响取决于退火温度和腐蚀实验温度。但即使在最佳温度退火也不能使焊接态的腐蚀抗力恢复到非焊接态的水平。

Zr-4合金包壳氢化样件的制备

针对Zr-4合金包壳管状试样的直径小、管壁薄、长度长的特点,进行了气相定量渗氢工艺探索。通过控制通氢量获得了不同氢含量的氢化试样,研究了氢含量对氢化锆试样组织的影响。结果表明:制定的工艺参数满足Zr-4合金包壳氢化样件的制备要求,样件光亮、无裂纹且氢分布均匀。采用气相渗氢方法,通过精确控制通氢量可实现气相定量渗氢。

Zr-1Nb合金在氢氧化锂溶液中的吸氢性能研究

研究了Zr-1Nb合金管材在氢氧化锂溶液中经350℃,16.5 MP条件下渗氢后的吸氢性能。结果表明:Zr-1Nb合金管材的吸氢速率随渗氢时间的增加而加快,验证了Zr-1Nb合金的吸氢动力学曲线也具有其氧化增重类型的特点,即随着渗氢时间的延长,有吸氢速率突增的转折点。对比Zr-4合金的吸氢行为,可以看出Zr-1Nb合金的抗吸氢能力比Zr-4合金要强,这是因为Zr-1Nb合金中的合金元素Nb在一定LiOH溶液浓度和渗氢时间范围内有提高其抗吸氢能力的作用。

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。

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。

Zr-1Nb合金管水腐蚀斑影响因素分析

对两种工艺加工的Zr-1Nb合金管样同釜进行360℃,18.6 MPa长期水腐蚀实验,当进程至210 d时工艺1管样出现白褐色斑点,工艺2管样则呈现出良好的腐蚀性能。为此,使用TEM及XRD对其进行组织结构分析。分析结果表明,工艺1管样中仅存极少量的四方相氧化锆(t-ZrO2),过少的四方相氧化锆促使氧化膜出现裂纹和脱落现象,宏观表现白褐色斑点,而管坯热挤压温度超过Zr-1Nb合金相变点,组织中有β锆存在,在冷变形退火后析出的第二相分布和尺寸大小不均是导致腐蚀斑出现的主要原因。

Zr-4合金包壳管维氏硬度与强度关系研究

硬度反映了金属材料在局部范围内抵抗外物压入的能力,其与强度之间存在一定的内在联系。通过室温拉伸和维氏硬度试验,研究了不同状态Zr-4合金包壳管维氏硬度与强度之间的关系,通过最小二乘法建立了维氏硬度与抗拉强度、屈服强度之间的回归方程,分别为y1=5.764x-544.215(R2=0.997),y2=5.743x-647.90(R2=0.998),并分析了回归方程的拟合效果。研究表明,Zr-4合金包壳管强度与维氏硬度的相关性极强,二者之间存在较强的正相关性。基于所建立的显微硬度与强度的回归方程,确定了Zr-4合金包壳管冷轧过程中维氏硬度与抗拉强度、屈服强度之间的关系。使用含有初始屈服应力的刚塑性指数硬化数学模型,建立了Zr-4合金包壳管皮尔格两辊冷轧工作锥强度与当量变形量之间的关系式,分别为σ_(s)=297.37+353.13ε_(Hz)^(0.34),σ_(b)= 453.57+306.47ε_(Hz)^(0.44),相关系数分别为0.96和0.97。

热处理制度对Zr－1Nb合金的高温蒸汽腐蚀性能的影响

研究了９种不同加工热处理制度的Ｚｒ－１Ｎｂ合金在５００℃和６００℃、１０．３ＭＰａ蒸汽中的抗腐蚀性能，并用最小二乘法线性回归得出了５００℃蒸汽腐蚀特征值Ｋ和ｎ。结果表明；加工热处理制度对Ｚｒ－１Ｎｂ合金的高温蒸汽腐蚀性能有显著的影响，并最终归结为α－Ｚｒ中过饱和Ｎｂ含量的影响；５００℃腐蚀时可看到明显的多次转折现象，认为是腐蚀过程中新鲜氧化膜重复形成与破裂的结果；所有状态的Ｚｒ－１Ｎｂ合金在５００℃和６００℃蒸汽中实验时都没有发现不均匀疖状腐蚀发生，说明经适当加工热处理的Ｚｒ－１Ｎｂ合金有良好的抗蒸汽腐蚀性能。

核级Zr-1Nb铸锭中Nb元素均匀性控制

针对Zr-1Nb铸锭中Nb元素含量范围窄（0．9％～1．1％），对成分均匀性要求高，且易形成Nb高密度夹杂（HDI）等技术难题，研究了铌元素的添加方式以及真空自耗电弧熔炼工艺参数对Nb成分均匀性的影响。结果表明，以ZrNb中间合金为配料，采用合理的熔炼工艺，可获得无偏析、无HDI冶金缺陷、成分均匀性优良的合金铸锭。

Zr1Nb/Zr-4焊缝与Zr1Nb/Zr1Nb焊缝的力学性能和耐腐蚀性能对比研究

分别采用Zr-4和Zr1Nb两种合金作为Zr1Nb包壳的端塞材料,用钨极气体保护焊对包壳和端塞进行焊接。用常温爆破和显微硬度测试方法对比研究了两种焊缝的力学性能,用360℃均匀水腐蚀和400℃高温蒸汽腐蚀对比研究了两种焊缝的耐腐蚀性能。结果表明:两种焊缝的力学性能相当,Zr1Nb/Zr-4焊缝的耐腐蚀性能优于Zr1Nb/Zr1Nb焊缝的耐腐蚀性能。

Zr-4合金常温疲劳性能的试验研究

Ｚｒ４合金是压水堆核电厂核燃料包壳使用的材料。目前人们对国产Ｚｒ４合金实际疲劳性能了解甚少。本文按照我国的相关国家标准测试了该材料的常温常规力学性能和应变疲劳性能。得到Ｚｒ４合金在常温条件下的力学性能参数和疲劳裂纹疲劳性能参数。试验结果表明，国产Ｚｒ４合金在常温环境下的循环载荷作用下材料无硬化或软化现象。本文应用美国ＡＳＭＥＳｅｃⅢ以疲劳分析为基础的设计方法对疲劳试验结果进行处理，获得了常温条件下参考设计疲劳曲线，可供采用国产Ｚｒ４合金的结构在设计时参考或使用。

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。

酸洗工艺对Zr-4合金微动磨蚀行为的影响

在高温高压水环境中对压水堆燃料包壳Zr-4合金开展了微动磨蚀试验。利用三维白光干涉仪、光学显微镜、扫描电镜、能谱等分析了微动磨蚀试验后试样的三维轮廓、表面形貌和化学成分。结果表明:酸洗和普洗Zr-4合金的磨蚀系数分别为6.26×10-16 Pa-1和3.3×10-16 Pa-1;Zr-4合金的损伤机制主要为黏着磨蚀损伤,同时存在塑性变形损伤;表面酸洗去除了材料加工处理时表面形成的硬化层,使材料表面更易划伤,从而降低材料的耐磨蚀性能。

低温轧制对高强高导Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金性能及析出行为的影响

随着现代工业中交通、电气、航空航天、电子等领域的快速发展,对铜合金的性能要求越来越高。强度和导电率是相互矛盾的性质,实现铜合金兼具高强度和高导电率是现代铜工业发展的重要课题。采用真空熔炼、低温轧制、时效处理等工艺制备了Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb(质量分数,%)合金,研究了低温轧制对Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金显微组织、力学性能和导电性能的影响,分析了时效工艺对析出相种类、形貌和分布的影响。结果表明,Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金主要由Cr相、富Zr相、Cr2Nb相及Cu基体相组成。450℃短时(30 min)时效后Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金即可析出纳米级fcc结构的Cr析出相,在长时间(300 min)时效后,会形成bcc结构的Cr析出相。Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金经过低温轧制和时效处理后,在Cu基体中形成了纳米析出相、纳米变形孪晶和位错等混合组织并获得了优异的综合性能。低温轧制Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金450℃时效30 min后,抗拉强度为700 MPa,导电率为73.29%IACS;450℃时效300 min后,导电率可达79.81%IACS,此时,抗拉强度、屈服强度和硬度分别为646 MPa、606 MPa和212 HV。结合实验结果和对强度贡献计算表明,位错强化和析出强化是Cu-1Cr-0.2Zr-0.25Nb合金的主要强化机制。

添加Bi对Zr-1Nb合金在360℃和18.6 MPa去离子水中耐腐蚀性能的影响

利用高压釜腐蚀实验研究了Zr-1Nb-xBi(x=0.05-0.3,质量分数,%)合金在360℃和18.6 MPa去离子水中的耐腐蚀性能.结果表明,在Zr-1Nb合金的基础上添加Bi能明显改善其耐腐蚀性能,且随着Bi含量的增加,合金的耐腐蚀性能进一步提高.合金显微组织的TEM观察和EDS分析表明,合金中存在ZrNbFe型和β-Nb第二相,Bi含量对第二相的种类、尺寸和数量没有明显的影响;0.3%的Bi可全部固溶在α-Zr基体中,且不影响Nb的固溶含量.氧化膜断口和内表面形貌的SEM观察表明,固溶在α-Zr基体中的Bi能够明显延缓氧化膜显微组织的演化,包括孔隙发展成为微裂纹的过程和柱状晶向等轴晶的转变.