摘要：研究了空气湿度（10%～95%）和放置时间（1～5 h）对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响。通过样品氧化增重研究了实验后的Zr-4棒材的增重趋势;采用扫描电镜（SEM）和X射线衍射（XRD）研究了氧化层的显微组织和相组成。结果表明：随着空气湿度和保温时间的增加,Zr-4棒材的氧化增重增加。Zr-4棒材分别在10%、60%、85%、95%空气湿度下放置1h后,所有样品表面均为ZrO2产物。在湿度为25%,原始态、保温时间为1、5 h的条件下（750℃/0.5 h预热后）,Zr-4棒材表层的物相和化学成分转化过程为α-Zr→t-ZrO2/m-ZrO2→m-ZrO2。

摘要：文章介绍了一种基于无扩孔或者焊接工艺并且可适配多种规格管材内压爆破实验的新型密封组件的设计过程。新型密封组件解决了以往内压爆破实验过程中容易产生的数据失真、泄压、安装麻烦等问题,避免了对实验管件径向挤压所造成的变形,避免了通过焊接对管件造成的热影响区。通过开展内压爆破测试实验对新型密封组件的使用效果进行了验证。实验表明新型密封组件具有高效、经济、简单、实用的特点,可以推广应用于各类液压管件的密封和联接,极具应用及推广使用价值。

摘要：核级锆管是核反应堆安全运行的重要保障。文章以核级锆管生产过程中出现超声合格率偏低的事件为例,采用故障树的方法对核级锆管生产过程的人员、工艺、设备、原料、监测和文件进行排查和实验。结果表明:管材第三道次孔型曲线设计不合理、内酸洗去除量不足及第四道次变形过程中的Q值(减壁与减径比)偏小导致轧制后的管材产生缺陷,造成成品检测合格率降低事件。针对管材超声偏低事件,基于有限元理论建立了管材轧制模型,验证了排查结果的正确性。同时提出了后续整改和持续改进措施,并对后续生产过程中的质量控制提出了进一步的要求。

摘要：目的针对传统锻造工艺进行优化设计,提升产品质量和生产效率。方法通过试验和模拟相结合的方法,建立能够真实反映锆合金高温变形特性的本构关系模型。利用Gleeble-3800热模拟机,对Zr-4合金的圆柱试样进行等温压缩变形试验,以不同变形条件(变形温度为700~1000℃,应变速率为0.001~0.1 s^(-1))下获得的应力-应变数据为基础,分别基于普通BP网络方法和遗传算法(GA)改进BP网络(GA-BP)方法建立了该合金的高温本构关系模型,对比两种模型的预测结果差异。结果改进的GA-BP模型预测误差在±2%以内,而普通BP模型的误差范围为±6%。结论改进模型具有更高的预测精度和稳定性,能够更加真实地描述Zr-4合金在高温变形时各热力学参数之间高度非线性的复杂关系,从而也为本构关系模型的建立提供一种十分准确有效的方法。

摘要：锆合金具有热中子吸收截面率小,在高温高压的条件下具有良好的抗腐蚀性能和高温力学性能的特点,广泛应用于核反应中堆芯材料中的管、棒、板等结构材料。然而在反应堆高温高压的恶劣环境中,锆合金管材会生成氢化物,该物质会对核反应堆的质量和安全产生严重影响。文章从锆合金的氢化物破坏形式、氢化物产生形貌的理论进行综述和探讨,并从锆合金化学成分、锆合金管材设计及生产工艺提出现有锆合金控制措施,提出新一轮核电建设大潮中新型锆合金发展方向。

摘要：介绍了一种可用于核电材料在模拟压水堆工况下腐蚀行为研究的原位表征技术。设计并制作了原位拉曼观察用高压釜,通过在样品表面电化学沉积金颗粒的方法实现拉曼信号的增强。采用拉曼光谱技术研究了600合金以及690合金在高温高压水环境中的氧化膜特征。结果表明:当极化电位从-0.85 V(SHE,下同)增加到-0.5V,600合金腐蚀氧化膜中的尖晶石含量显著增加,而690合金的氧化膜成分及含量均无明显变化。原位拉曼光谱技术可用于研究氧化膜随腐蚀时间的演变情况以及环境参数改变对氧化膜的影响等,具有可对比性强的特点,可以用来研究材料在模拟压水堆环境中的腐蚀行为。

摘要：酸洗工艺能消除锆合金管材内外表面划伤、点坑、色差等缺陷,但是锆合金和酸液反应后会生成氟残留。SGHWR核反应堆中发现锆合金包壳出现由内向外穿透性的腐蚀裂纹,实验认为可能与包壳管表面的氟残留有关。文章通过高温分光广度法、有限元、能谱分析的方法研究了酸液(HF与HNO3酸的混合液)浓度、酸洗次数及管材裂纹对Zr-4合金管材氟残留或氟元素的影响。结果表明:随着HF浓度的增加,Zr-4合金表面的氟残留数值略有增加。酸洗次数对Zr-4合金表面的氟残留数值结果无影响。管材缺陷断口面的氟元素基本保持在一个水平基准面。