摘要：锆合金氧化膜及基体中氧的扩散系数是锆合金腐蚀动力学中的重要参数,目前文献报道的氧在锆及氧化膜中的扩散系数数值差异较大。本文通过真空退火试验,得到不同温度下氧化膜中氧浓度分布,计算了氧在锆合金基体中的扩散系数;通过氧化膜的等效扩散模型,由腐蚀转折前的腐蚀增重曲线,估算锆合金氧化膜中氧的扩散系数,得到Zr-Sn-Nb合金基体中氧的扩散系数随温度的变化规律为D_(Zr)(cm^(2)/s)=0.18exp(-180 000/RT);通过转折前的腐蚀增重曲线,估算得到氧化膜中氧的扩散系数随温度的变化规律为D_(ox)(cm^(2)/s)=3×10^(-7)exp(-101 550/RT)。

摘要：文中对Zr-Sn-Nb-Cr-Fe锆合金搅拌摩擦焊(friction stir welding,FSW)工艺、微观组织和腐蚀性能进行了分析.结果表明,采用W-25%Re的搅拌工具在转速250 r/min、焊接速度40 mm/min、顶锻压力10 kN、氩气保护条件下可以获得成形良好且无焊接缺陷的锆合金FSW接头.搅拌区(stir zone,SZ)剧烈的塑性变形促进动态再结晶、合金元素扩散和晶粒细化,晶粒尺寸随着转速增加而增大,同时SZ内在晶界位置处析出大量的形状不规则的第二相粒子.不同焊接参数制备的FSW接头在360℃、18.6 MPa中性水中腐蚀72 h后均表现为黑色、光亮、致密的氧化膜,但随着转速增加接头耐腐蚀性能降低.

摘要：锆合金包壳管在核电应用中存在变形及破裂等问题,严重影响核电运行安全。为了更好地评价锆合金包壳管等薄壁管材受内压时的变形性能,给燃料组件的设计、计算、验证提供参考,设计基于内压法的泊松比测试方法。根据薄壁圆筒受均匀内压时的应力解,推导出基于内压加载的薄壁管泊松比理论公式。按照该理论公式设计合理的内压试验方法,采用该方法对N36锆合金薄壁管开展20~400℃下的泊松比试验,同时通过拉伸法进行相应温度下的对比试验。结果表明,内压试验方法可以有效获得不同温度下锆合金薄壁管的泊松比,且内压试验方法得到的锆合金薄壁管泊松比与拉伸法结果较为一致,相对误差均在2%以内。试验结果同时表明:N36锆合金薄壁管的泊松比随试验温度的增加呈增大趋势。

摘要：针对反应堆用锆合金渗氢后易发生蠕变-疲劳失效问题,采用频率修正应变寿命法和频率修正滞回能法研究了再结晶状态的锆合金在320oC、不同渗氢含量下的蠕变-疲劳行为。结果表明:随保持时间增加,无渗氢试样的抗蠕变-疲劳性能降低,但保持时间30 s以上时无明显影响;保持时间对渗氢试样的抗蠕变-疲劳性能无影响。不同保持时间下,未渗氢试样的抗蠕变-疲劳性能最好,0.04%氢含量试样的性能最差,0.005%氢含量在高应变水平(高滞回能)下的抗蠕变-疲劳性能弱于0.02%氢含量试样,而在低应变水平区域优于0.02%氢含量试样。氢含量的影响机理为:固溶氢可提高蠕变-疲劳寿命,氢化物可降低蠕变-疲劳寿命;0.04%氢含量试样中氢化物起主导作用,导致其蠕变-疲劳性能最差。

摘要：锆合金是使用最广泛的商用电站的反应堆燃料组件用包壳材料,也是防止放射性物质泄漏的第一道安全屏障,其长期服役于高温、高压、性冷却剂腐蚀和强中子辐照环境。锆合金包壳与冷却水腐蚀会产生氢或氘,并扩散到其基体中。氢化物在锆合金中的固溶度有限,当氢含量超出极限固溶度时,其会以氢化物相的形式析出。过多的脆性氢化物相会大幅度降低锆合金包壳的力学性能,从而限制燃料包壳的使用寿命,甚至可能导致其失效。氢进入锆合金基体而导致其失效的现象称为氢脆。目前,相关文献中已经报道了大量关于氢脆的研究。文章从锆合金中氢化物、氢化物取向等因素分析其对锆合金中力学性能的影响,以期为锆合金中氢化物的相关研究提供参考。

摘要：锆合金氧化膜中的应力及开裂是影响锆合金腐蚀的重要因素,目前锆合金氧化膜中应力测定方法不统一,且数值差异大,缺乏氧化膜开裂的定量数据。采用挠度法计算锆合金氧化膜中应力,分析氧化膜中应力随氧化膜厚度的变化趋势及不同水化学条件对内应力的影响;利用图像处理法对不同厚度的氧化膜的裂纹体积分数、裂纹长度及角度进行统计分析,得到裂纹随氧化膜厚度的变化规律,为锆合金腐蚀动力学研究提供基础。

摘要：利用电子束熔丝增材设备进行了R60702锆合金的增材沉积试验,研究了锆合金增材沉积层的微观结构,分析了增材沉积试样的力学性能。结果表明,锆合金电子束熔丝增材沉积组织的晶粒在底部区域细小致密,随着沉积高度增加,晶粒增大;沉积层晶粒结构中小角度晶界的比例在70%以上,晶粒生长具有显著的择优取向特征;增材沉积试样的锆基体相主要以层状分布为主,基体相主要由α-Zr组成,存在Hf等合金元素偏析现象;沉积试样的抗拉强度为535~577 MPa,显著高于锆合金在热轧和退火状态下的抗拉强度(398 MPa);沉积试样横截面上距基板位置距离越远,沉积试样的硬度越高。

摘要：锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V)下锆合金包壳的微动磨蚀行为。采用SEM、EDX、XPS、EPMA和三维光学显微镜对磨痕表面的微观形貌和化学成分等进行分析,探究不同外加电位下锆合金的摩擦氧化行为及微动损伤机理。结果表明:随着电位的增加,微动过程中的腐蚀电流增加,加速磨损过程中锆合金的氧化腐蚀,锆合金的微动损伤加剧。不同外加电位下磨痕表面均存在明显的犁沟及氧化物颗粒堆积,主要磨损机制为磨粒磨损和氧化磨损。随着外加电位的增加,锆合金的磨损深度和磨损率增加,这是因为电位的增加使得腐蚀加剧,从而磨损与腐蚀交互作用增强导致磨损率的增加。揭示了电位对锆合金包壳磨痕形貌、磨损量和摩擦腐蚀交互作用的影响规律,阐明了不同电位条件下锆合金的磨损机制,为锆合金包壳在长周期服役过程中磨损行为的分析和预测提供理论支撑。

摘要：核反应堆用锆合金构件在服役过程中会发生氢致延迟开裂(HIDC)而失效,构件表面的微缺陷是否会引起HIDC是值得研究的问题。本文采用真空电子束焊接方法制备表面有微缝隙缺陷的样品,以研究这类微缝隙缺陷在400℃过热蒸汽中腐蚀以及在350℃高压水中热循环处理过程中的行为。由于这类缺陷处会形成尖劈状的氧化膜并镶嵌在金属中,在氧化膜前端将形成应力集中和应力梯度区,引起氢的扩散、富集和氢化物析出,即使样品中原先没有残余应力,也没有受到外加应力的作用,也会发生HIDC导致裂纹扩展而开裂。因此,在设计和加工制造核反应堆堆芯中锆合金的各种结构件时,需要重视如何避免锆合金构件表面可能生成这种缺陷的问题。

摘要：金属Cr涂层是事故容错燃料(ATF)包壳候选涂层之一,在各方面具有优异的性能。在实际工况下,包壳管会受到环向外压力的作用而导致涂层破裂,研究锆合金Cr涂层膜基界面裂纹萌生和扩展行为很有意义。使用多弧离子镀技术在锆合金基体表面制备Cr涂层,利用电子力学试验机对锆合金Cr涂层包壳管进行不同变形量的环向压缩试验。采用扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDX)、XRD和纳米压痕仪等测试设备对锆合金Cr涂层试样的微观组织进行表征,研究并分析Cr涂层表截面裂纹的微观行为。结果表明,试样的变形分为弹性变形-裂纹萌生阶段和塑性变形-裂纹扩展阶段两个阶段,发现锆合金Cr试样界面裂纹的产生有两种形式:①裂纹从膜基界面处萌生,原因是Cr涂层和锆合金基体材料的不同使得膜基界面发生涂层应力集中;②表面萌生裂纹,由于Cr涂层存在微缺陷。没有发现涂层的剥落现象,说明其界面结合性能较佳。采用多个变形量研究锆合金Cr涂层包壳管膜基界面裂纹的萌生与扩展过程,为ATF包壳涂层结构完整性和稳定性提供试验依据。