核用锆合金包壳管内压爆破试验及性能研究
锆合金包壳材料堆内行为的研究进展
Rongjian Pan1, Aitao Tang2, Lu Wu1, Wen He1, Haidong Wang1, Bang Wen1, Xiaoyong Wu1
然而随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本提高反应堆热效率和提高安全可靠性的方向发展对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求包壳耐腐蚀性能吸氢性能力学性能及辐照尺寸稳定性等
Material Sciences 材料科学, 2019, 9(9), 861-871 Published Online September 2019 in Hans. /journal/ms https:///10.12677/ms.2019.99107
1The First Sub-Institute, Nuclear Power Institute of China, Chengdu Sichuan 2College of Materials Science and Engineering, Chongqing University, Chongqing
关键词
Zircaloy，析氢，氧化，辐照蠕变，性能退降
Copyright © 2019 by author(s) and Hans Publishers Inc. This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY). /licenses/by/4.0/
锆合金具有优异的综合性能，它的热中子吸收截面只有 0.18 × 10−28 m2。如 Zircaloy-2、Zircaloy-4 和 Zr-1Nb 等锆合金的热中子吸收截面也只有(0.20~0.24) × 10−28 m2。在 300℃~400℃的高温高压水和蒸汽中 有良好的耐蚀性能，在堆内有相当好的抗中子辐照性能。此外，锆合金具有热膨胀系数小、热导率高， 对核燃料有良好的相容性且容易冷加工等优点。因此锆合金被广泛用做核反应堆包壳材料[1]-[8]。目前使 用最广泛和成熟的压水堆包壳材料是 Zircaloy-2 和 Zircaloy-4。在核反应堆芯部，锆合金受到快中子通量 的轰击(E > 1 MeV)，这将导致锆合金的辐照损伤。合金的辐照损伤主要是由于快中子和合金原子的弹性 相互作用，这使得在没有改变目标原子的情况下，合金原子离开其晶格位置并产生点缺陷。从而，降低 锆合金的综合性能。在核反应堆运作过程中，包壳材料是处于非常恶劣的环境下，它要受到高温、高压、 辐照和腐蚀的综合作用，必须对 Zircaloy 在这种环境下受到的破坏做相应的研究，以保证核反应堆正常 运行和人身安全及其使用寿命的预测。国内外从理论计算和实验研究两种方式对核反应堆所用的包壳材
事故容错锆合金包壳涂层材料研究进展
㊀综述㊀«新技术新工艺»综述１㊀事故容错锆合金包壳涂层材料研究进展潘晓龙,邱龙时(西安稀有金属材料研究院有限公司,陕西西安７１００１６)摘㊀要:２０１１年日本福岛核事故中,反应堆堆芯中的锆合金包壳与高温水蒸气剧烈反应,释放出大量氢气和热量,最终造成堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了巨大的负面影响.至此之后,满足反应堆更高安全裕量设计要求的新型耐事故燃料包壳成为了新的研究热点,锆合金表面涂层作为提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一,可有效解决失水事故下锆水严重反应的问题,具有经济性好㊁易于实现商业化等优点.综述了近年来国内外核燃料包壳锆合金表面涂层的研究现状,重点阐述了涂层的制备工艺㊁材料种类㊁组织结构以及应用性能间的关系.研究内容为耐事故容错锆合金表面涂层技术的发展提供了重要参考.关键词:核反应堆;锆合金;包壳;失水事故;耐事故容错燃料;涂层中图分类号:T G１７４．４４㊀㊀文献标志码:AR e s e a r c hP r o g r e s s o fC o a t i n g M a t e r i a l o fA c c i d e n t Ｇt o l e r a n t Z i r c o n i u m A l l o y C l a d d i n gs P A N X i a o l o n g ,Q I U L o n gs h i (X i a nR a r eM e t a lM a t e r i a l s I n s t i t u t eC o ．,L t d ．,X i a n７１００１６,C h i n a)A b s t r a c t :I n t h e ２０１１F u k u s h i m an u c l e a r p o w e r p l a n t a c c i d e n t ,t h e z i r c o n i u ma l l o y c l a d d i n gi n t h e r e a c t o r c o r e r e a c t e d v i o l e n t l y w i t hh i g h t e m p e r a t u r ew a t e r v a p o r ,w h i c h g e n e r a t e da l a r g e a m o u n t o f h y d r o g e n a n dh e a t a n d r e s u l t e d i n t h e c o r e m e l t i n g a n dh y d r o g e ne x p l o s i o n ,w h i c hh a dah u g en e g a t i v e i m p a c t o ns o c i e t y an dt h ee n v i r o n m e n t ．F r o mt h e no n ,an e w t y p e o f a c c i d e n t Ｇt o l e r a n t f u e l (A T F )c l a d d i n g s t h a tm e e t s t h ed e s i g nr e q u i r e m e n t so f h i g h e r s a f e t y m a r g i n f o r r e a c t o r sh a s b e c o m i n g an e wr e s e a r c hh o t s p o t ．T h e s u r f a c e c o a t i n g o f z i r c o n i u ma l l o y w a s o n e o f t h e i m p o r t a n tw a y s t o i m p r o v e t h e a c c i Ｇd e n t t o l e r a n c e o f n u c l e a r f u e l c l a d d i n g s ,w h i c h c a n s o l v e t h e r e a c t i o n p r o b l e mb e t w e e n z i r c o n i u ma n d s t e a mu n d e r t h e c o n d i Ｇt i o n so f l o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t ,a n dh a v e f e a t u r e s s u c h a s g o o d c o s t p e r f o r m a n c e ,f e a s i b i l i t y i n c o m m e r c i a l i z a t i o n a n d s o o n ．T h e r e s e a r c h p r o g r e s s o f t h ec o a t i n g o nt h es u r f a c eo f z i r c o n i u ma l l o y h a sb e e ns u m m a r i z e d ．T h er e l a t i o n s h i p a m o n g t h e p r e p a r a t i o n t e c h n o l o g y ,m a t e r i a l t y p e ,s t r u c t u r e a n d p r o p e r t i e s o f t h e c o a t i n g w e r e e m p h a s i z e d ．T h e r e s u l t s p r o v i d e d v a l u a Ｇb l e r e f e r e n c e s f o r p r o m o t i n g d e v e l o p m e n t o f t h e c o a t i n g o nn u c l e a r f u e l c l a d d i n g ．K e y wo r d s :n u c l e a rr e a c t o r ,z i r c o n i u m a l l o y ,c l a d d i n g s ,l o s s Ｇo f Ｇc o o l a n t Ｇa c c i d e n t (L O C A ),a c c i d e n t Ｇt o l e r a n tf u e l (A T F ),c o a t i n g ma t e r i a l ㊀㊀在过去５０年间,核工业界不断优化应用于轻水堆(L i gh t W a t e r R e a c t o r s ,L WR s )锆合金包壳 U O ２燃料芯块的燃料体系,以期获得稳定㊁可靠和优异的性能.在日本福岛核事故中,反应堆堆芯核燃料组件中的锆合金包壳在事故条件下与高温水蒸气发生剧烈氧化反应,迅速产生大量的氢气和热量,最终导致反应堆堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了极大的负面影响.福岛核事故发生以后,核工业界和科学界对于核燃料及包壳材料的安全性和可靠性提出了更高要求,即在确保核燃料组元在维持反应堆正常运行工况条件的同时,能够在事故发生以后相当长的一段时间里维持堆芯的完整性,并提供足够的时间余量来采取事故应对措施,为此开展了事故容错燃料(A c c i d e n t T o l e r a n t F u e l,A T F )的研发,即与标准的U O ２ 锆燃料体系相比较,能够在相当长的一段时间内容忍堆芯失水事故,且在正常工况下维持或是提高燃料性能.A T F 研发必须实现在反应堆正常运行工况下新的燃料组件不因结构调整而降低其运行的经济性,同时避免或延缓在事故条件下出现的蓄热㊁氢爆和有害核素泄漏等问题,这对核燃料与包壳材料的选择和设计提出了极大的挑战,目前研究主要集中在锆合金包壳涂层材料方面.锆合金表面涂层材料选择主要基于以下三原则:１)满足堆内运行工况,具有常规工况下的耐腐蚀㊁抗吸氢和抗辐照性能,中子吸收截面低,传热效率高;２)事故容错性能优异,具有良好的抗水蒸气氧化性能和抗热冲击性能;３)与锆合金兼容性好,如膨胀系数匹配性,涂层与锆合金制备工艺的兼容性等.MA X 相(T i ２Al C )㊁S i C ㊁F e C r A l 等均具有良好的抗水蒸气氧化性能,金属涂层如F e C r A l ㊁３１０S S ㊁C r 在氧化过程中形成了C r ２O ３㊁A l ２O ３保护膜,阻碍了氧㊀新技术新工艺㊀２０１９年㊀第１２期㊀２㊀«新技术新工艺»综述化过程的进行.在涂层制备过程中,为降低对锆合金基体材料的影响,尽量选择低温工艺,以保证在涂层失效的情况下锆合金基体在堆内工况下依然能保持良好的完整性.由于锆合金如Z r ＧN b 系合金的最终退火通常在６００ħ以下,这就限制了很多涂层的制备方法,如何选择和控制涂层制备工艺,在不影响锆合金基体材料性能的基础上制备出良好的涂层是当前研究的重点.１㊀锆合金包壳涂层制备方法为使锆包壳涂层在事故工况下仍能提供有效保护,涂层须均匀㊁密实,并具有良好的耐高温氧化性能.因此,涂层质量控制至关重要,特别是膜基结合力和涂层致密度,而这依赖于所采用的沉积技术和工艺参数.一般而言,涂层沉积温度应低于锆包壳的最终退火温度约５００ħ,以避免锆合金基体微观组织的变化.１．１㊀热喷涂热喷涂包括火焰喷涂㊁电弧喷涂和等离子喷涂等.涂层与基体之间主要靠机械结合,界面的结合强度相对较低,因而耐冲击性能不好.在热喷涂过程中,会存在粉末氧化㊁相变㊁脱碳或改变原始粉末的物理和化学性质等问题,同时也会对基体产生不良的热影响,等离子喷涂涂层孔隙率低,涂层与基体间结合强度较高,但等离子喷涂更适合镀厚膜,对锆合金包壳表面几十微米薄的涂层制备控制较难.１．２㊀冷喷涂冷喷涂是在低温状态下通过高速粉末颗粒撞击基体时发生强塑性变形而形成涂层.冷喷涂工艺具有沉积温度低㊁对基体热影响小㊁分布均匀以及涂层基本无氧化现象等优点.西安交通大学㊁中科院宁波材料所均开展了冷喷涂工艺研究和涂层性能表征方法研究,冷喷涂实现几十微米的薄涂层有一定难度,且冷喷涂过程中,涂层颗粒高速沉积对薄壁锆管变形的影响还有待探究.冷喷涂对粉末颗粒尺寸和杂质含量有一定要求,目前,国内外MA X 相材料粉末制备工艺较成熟,可尝试采用冷喷涂工艺进行锆合金表面涂层工艺探索.１．３㊀物理气相沉积(P V D )目前,常用物理气相沉积法主要为磁控溅射和离子镀.磁控溅射的成膜效果好,基体温度低,膜的粘附性强,尤其适用于大面积镀膜.磁控溅射过程中的基体温度是涂层微观结构和性能的一个最重要影响因素,合适的基体温度能提高薄膜的附着力和沉积速度.采用磁控溅射技术制备的膜层质量好,但沉积速率低,膜层相对薄,涂层残余应力大.采用磁控溅射法进行锆包壳表面涂层制备的可行性还有待进一步探究.电弧离子镀具有涂层质量好㊁沉积速率高㊁绕射性强㊁可以大面积沉积等优点.该工艺的不足使沉积过程易产生喷射颗粒,影响膜层质量,可采用磁场过滤等技术来改善.国内黄鹤等[１]对比了磁控溅射和多弧离子镀C r 涂层高温抗氧化性能的差异.结果显示,磁控溅射和多弧离子镀C r 涂层均能显著提高锆合金的高温抗氧化性能;磁控溅射C r 涂层表面光滑㊁致密,但涂层表面存在一定数量的孔洞,氧化７h 后涂层表面出现裂纹;与磁控溅射C r 涂层相比,多弧离子镀C r 涂层不再有单一的(２１１)择优取向,C r 涂层厚度均匀,表面平整,膜/基界面分明,孔洞相对较少,氧化７h 后涂层表面依然致密,单位面积氧化增重相比磁控溅射C r 涂层减少,高温抗氧化性能亦优于磁控溅射C r 涂层.２㊀锆合金包壳陶瓷涂层陶瓷涂层是目前锆合金表面涂层重点研究方向之一,主要包括MA X 相㊁碳化物㊁氮化物和氧化物等,具有优异的抗辐照㊁抗氧化㊁耐腐蚀和耐磨损等性能.２．１㊀MA X 相材料MA X 相材料是一种新型的三元陶瓷材料,其微观结构具有典型的层状特征,兼具陶瓷和金属材料的性能优势,如良好的导热性和导电性,高的弹性模量和高温强度,易于机械加工,密度小,抗热振动,不易弯曲,较低的热膨胀系数,具有各向异性的力学性能和各向同性的热学性能.美国威斯康辛星大学B ．R．M a i e r 等[２]采用冷喷涂技术在Z r Ｇ４合金表面制备了T i ２A l C 涂层,同时存在少量的T i ３A l C ２㊁T i A l ２和T i C 相,涂层厚度约为９０μm .结果表明,涂层与锆基体之间结合力＞５０N ,涂层的硬度(约８００H K )相比于Z r Ｇ４合金(约１８０H K )提高了４倍;美国德雷塞尔大学D．J ．T a l l m a n 等[３]研究了温度在１１００~１３００ħ范围时,MA X 相材料T i ３S i C ２和T i ２Al C 与Z r Ｇ４合金的反应性.结果显示,S i 和A l 的扩散厚度均符合抛物线定律,且都形成了Z r ＧS i ㊁Z r ＧA l 金属间化合物,但S i 扩散至Z r Ｇ４合金的速率比A l 扩散少一个数量级.D．J ．T a l l m a n 等[４]对T i ３S i C ２和T i ２Al C 材料在中子辐照过程中的缺陷演化行为进行了研究,表明作为高温核能应用的MA X 相涂层候选材料,T i ３S i C ２比T i ２Al C 表现出更好的前景.目前,国内㊀综述㊀«新技术新工艺»综述３㊀也已开展了对不同涂层材料㊁不同涂层工艺的前期探索研究工作.中科院宁波材料所冯宗建等[５]采用直流磁控溅射工艺制备了T i ２Al C 涂层,并对涂层成分控制进行了研究.上海应用物理研究所黄庆[６]等对MA X 相材料T i ３S i C ２和T i ３A l C ２的抗辐照性能进行了研究.结果显示,室温下T i ３A l C ２的抗辐照性能优于T i ３S i C ２,且２种MA X 相材料在６００ħ的辐照稳定性均优于室温.２．２㊀氮化物涂层氮化物具有高硬度㊁高熔点和高热导率,以及优异的耐腐蚀性能等优点,制备方法主要包括有电弧离子镀㊁脉冲激光沉积和冷喷涂等.美国德克萨斯A&M 大学F ．K h a t k h a t a y 等[７]对Z r Ｇ４合金包壳管表面T i N 和T i A l N 涂层在超临界水中(５００ħ㊁２５M P a ㊁４８h )腐蚀行为的研究发现,氮化物涂层通过形成致密的保护膜,可显著提升Z r Ｇ４合金包壳管的抗氧化和抗腐蚀性能.美国宾夕法尼亚州立大学E ．A l a t 等[８]采用阴极电弧沉积在Z I R L O 合金制备T i A l N 涂层,对３６０ħ㊁７２h 水蒸气环境下包壳管腐蚀行为研究发现,A l 元素扩散至表面形成A l ２O ３保护膜,阻碍氧化的进行.加拿大恰克河实验室K．D a u b 等[９]研究了C r N ㊁T i A l N和A l C r N 涂层对Z r Ｇ４合金腐蚀和吸氢行为的影响.C r N ㊁T i A l N 涂层使Z r Ｇ４合金管在水和蒸汽环境下腐蚀速率降低,致吸氢速率减小约２个数量级.A l C r N 涂层由于自身结合性能较差和涂层开裂等原因,未起到增强效果.国内中山大学M a 课题组[１０]采用多弧离子镀在Z r Ｇ７０２合金上制备T i A l ＧC r N 涂层,并对氧化性能和腐蚀性能进行了研究.试验发现,１０６０ħ㊁１h 空气环境下氧化后,在涂层表面形成致密氧化膜,阻碍氧向基体的扩散,氧化锆层厚度由未作涂层保护时的３００μm 减小至１０μm .２．３㊀其他陶瓷涂层碳化物具有优异的堆内和堆外综合性能,目前S i C ㊁Z r C 已成功应用于高温气冷反应堆中,均表现出良好的辐照稳定性.研究表明,S i C 抗氧化性能优异,是替代锆合金包壳的候选材料之一.但有研究指出,S i C 在３６０ħ高压水环境下会形成S i (O H )４,降低对基体的保护作用,在水蒸气氧化和淬火过程中,由于S i C 与锆合金(βＧZ r )膨胀系数相差较大,S i C 涂层出现开裂和剥落现象.为解决上述问题,韩国原子能研究院J ．W．P a r k 等[１１]提出采用离子束混合沉积的方式进行多次沉积,以填补S i C 涂层开裂所出现的空隙,在高温条件下,S i C 与锆合金相互扩散并发生反应,反应产物主要有Z r ３S i ㊁Z r ５S i ３C ㊁Z r ２S i 和Z r C 等.３㊀锆合金包壳金属涂层锆合金表面金属涂层主要包括C r ㊁C r A l 和F e ＧC r A l 等,其抗氧化性能主要依靠氧化产物C r ２O ３或A l ２O ３形成致密的保护膜,阻碍氧扩散至基体,从而降低包壳管的氧化速率.锆合金表面金属涂层的制备方法主要有物理气相沉积㊁化学气相沉积㊁磁控溅射㊁离子喷涂和激光涂覆等.３．１㊀C r 涂层同MA X 相涂层相比,C r 涂层原材料制备工艺相对简单,可采用多种工艺.C r 与基体锆合金同为金属材料,热膨胀行为较为接近,理论上有着较好的抗热冲击性能.目前,法国和韩国都已开展了锆合金C r 涂层包壳的研究工作,在C r 涂层技术上走在世界前列.韩国原子能研究院H．G．K i m 等[１２]采用３D 激光涂层技术制备了锆合金表面C r 涂层,涂层厚度为９０μm .研究表明,由于中间扩散层的形成,Z r Ｇ４合金与C r 涂层间具有优异的粘附性.韩国原子能研究院J ．H．P a r k 等[１３]采用电弧离子镀技术在Z r Ｇ４合金表面制备了C r 涂层,１２００ħ㊁２０００s 水蒸气环境中的氧化试验结果表明,涂层锆合金的高温抗氧化性能明显强于锆合金基体,且C r 涂层锆包壳具有更优异的延展性.J ．B i s c h o f f 等[１４]对比了镀C r和未镀C r 的M ５包壳管在３６０ħ㊁含有７０p pm L i 水环境下氧化增重行为,结果发现未镀C r 的M ５包壳管经１４０天后氧化增重骤增,而外侧镀C r 的M ５包壳管未出现明显增重行为,且未观察到失重以及C r 溶解行为,由此表明,C r 涂层可提高锆合金在富L i 介质中耐腐蚀行为,提高运行的灵活性.美国威斯康辛大学麦迪逊分校B ．M a i e r 等[１５]采用冷喷涂在Z r Ｇ４合金和Z I R L O 包壳管上沉积C r 涂层,分别在１３００ħ空气环境下以及４００ħ㊁１０．３M P a 水蒸气环境下考察了涂层/基体的抗氧化性能.结果显示,２种试验条件下,C r 涂层均起到了有效防护作用,锆合金的氧化程度得到有效缓解.此外,乌克兰A．S ．K u pr i n 等[１６]采用阴极电弧蒸镀技术在锆合金E １１０表面制备了C r 涂层,涂层厚度５μm .离子辐照试验结果显示,在２５d p a 离子辐照条件下,C r 涂层晶粒尺寸从２５０n m 增加到２９５n m .辐射诱导空洞的大小随辐照剂量的增加而增大.５d p a 辐照下肿胀０．１６％,２５d p a 辐照下肿胀达到０．６６％,比目前反应堆用包壳材料的肿胀低１个数量级.㊀新技术新工艺㊀２０１９年㊀第１２期㊀４㊀«新技术新工艺»综述３．２㊀C r A l 涂层韩国国立韩巴大学J ．M．K i m 等采用激光熔覆技术在Z r Ｇ４合金表面沉积C r A l 涂层,涂层厚度约３００μm .经１１００ħ热处理１０m i n 后,导致固相间溶质扩散,形成中间相金属化合物,并且在富Z r 区域容易形成Z r 的氧化物,诱导涂层开裂,降低Z r 合金性能.美国伊利诺伊大学Z h o n g 等[１７]比较了７００ħ㊁水蒸气环境下Z r Ｇ２合金基体上C r 涂层和不同A l 含量C r A l 涂层的抗氧化能力.２０h ㊁７００ħ高温水蒸气氧化试验结果显示,尽管C r A 涂层厚度仅有约１μm ,但对锆合金基体仍可起到有效防护作用;随着A l 含量的增加,C r A l 涂层氧化增重减小.３．３㊀F e C r A l 涂层W a n g 等[１８]采用等离子喷涂在Z r Ｇ４合金包壳管表面制备了F e C r A l 涂层和C r 涂层,并进行模拟失水事故试验.结果显示,C r 涂层具有更为优异的抗氧化性能,C r 涂层表面生成致密C r ２O ３氧化层可阻碍O 元素扩散;相比之下,F e C r A l 涂层由于元素向内扩散,对包壳管起到的保护作用相对较弱.美国伊利诺斯州大学Z h o n g 等[１９]采用磁控溅射方法在Z r Ｇ２合金制备了不同成分构成的F e C r A l 涂层,发现随A l 含量的增加,涂层的抗水蒸气氧化性能随之增强,主要产物包括有F e ２A l O ４㊁F e A l ２O ４㊁F e ３A l ㊁F e A l 等相;涂层的耐腐蚀性能(２８８ħ㊁９．５M P a )劣于锆合金基体,其原因在于腐蚀产物F e A l㊁F e ２N i O ４(N i 来源于反应釜)不具备保护锆合金基体的作用,腐蚀液中还可能存在其他腐蚀产物,如F e (O H )２㊁F e (O H )３㊁A l (O H )３等.因此,应适当降低F e C r A l 中A l 元素的含量,使C r ２O ３成为主要氧化产物,以提高涂层的耐腐蚀性能.此外,韩国原子能研究院D．J ．P a r k 等[２０]亦提出采用M o 中间层的方式阻挡高温下F e C r A l 涂层和Z r 合金基体间的互扩散行为,以提高F e C r A l /M o 涂层在失水事故下锆合金包壳管的力学性能.４㊀锆合金包壳复合涂层А．S ．K u pr i n 等[２１]采用真空电弧离子镀在E １１０管材和Z r Ｇ１％N b 管材表面制备了C r ＧZ r /C r /C r ＧN多层复合涂层.结果表明,多层复合涂层与２种锆合金基体结合紧密,经１１００ħ㊁１h 空气氧化后,涂层表面形成厚度约５μm 的致密C r O 和C r ２O ３氧化层,锆合金管材未发生明显变化;相反,未镀涂层的锆合金管材已发生严重变形,表面Z r O ２层的厚度ȡ１２０μm ,并且氧化层发生开裂和剥落.韩国原子能研究院H．G．K i m 等[２２]结合电弧离子镀和三维激光熔覆技术在Z r Ｇ４合金表面制备F e C r A l /C r/O D S 复合涂层,其中,采用电弧离子镀制备C r 涂层厚度１０μm ,而借助三维激光熔覆技术制备的F e ＧC r A l 和O D S 层厚度分别为７５和１００μm .F e ＧC r A l /C r /O D S 复合涂层在模拟正常工况和事故工况下均展现出了良好的耐腐蚀和抗氧化性能,在剧烈变形㊁腐蚀和氧化条件下,涂层与基体间仍结合完好,无剥落现象发生.上海交通大学J i n 等[２３]采用高速火焰喷涂的方法在Z r Ｇ２．５N b 合金表面制备C r ３C ２ＧN i C r 涂层,涂层厚度２５０μm .７００~１０００ħ氧化试验结果表明,C r ３C ２ＧN i C r 涂层对锆合金基体起到了有效保护作用.但在４００ħ/１０．３M P a㊁７２h 腐蚀增重结果显示,镀有涂层的样品大于未镀涂层的样品,分析认为双金属效应加剧了基体的腐蚀.国家电投集团王晓婧等[２４]采用磁控溅射沉积技术在锆合金基体表面制备了S i C /C r 涂层.经过１２００ħ高温水蒸气试验后,涂有单层S i C 的锆合金样品涂层有脱落现象,锆合金基体裸露在外面;涂有S i C /C r 复合涂层的锆合金样品经过高温水蒸气氧化后,表面涂层脱落较少,只有少量基体裸露在外面,说明C r 作为中间过渡层在一定程度上能明显改善涂层与基体的结合力.５㊀结语锆合金包壳涂层材料选择上要考虑特殊的应用环境,首先,涂层材料要改善锆包壳的抗高温氧化性能.事故条件下,涂层锆包壳应表现出明显低的氧化速率,能在其表面形成一层致密而稳定的保护膜,阻止或延缓氧化的进一步加剧,从而阻止锆包壳因氧化疏松而破损.在选择锆包壳涂层材料时,除了考虑必备的高温抗氧化性,还需要考察候选材料的熔点㊁导热性和温度梯度下的力学性能,以及它的中子经济性等.考虑与锆合金的相容性,若涂层材料在高温氧化反应时能在包壳表面形成陶瓷氧化膜则更稳定.金属C r 和MA X 相材料在高温氧化后能形成致密的保护膜,是有应用前景的锆包壳涂层候选材料.锆合金包壳表面涂层研究作为耐事故燃料发展的一个主要方面,具有制造经济性好㊁易于实现商业化等优点.作为涂层候选材料,T i ＧA l ＧC 系MA X 相材料和金属C r 应用前景较好.锆合金包壳涂层材料和涂层工艺的选择是一个复杂的过程,需要根据后续涂层关键应用性能研究结果进行反复验证.总而言之,国际上关于锆合金表面涂层技术研究还没㊀综述㊀«新技术新工艺»综述５㊀有完全成熟,处于多方探索和不断论证阶段,这也为我国锆合金表面涂层技术研究带来了机遇和挑战.参考文献[１]黄鹤,邱长军,陈勇,等．锆合金表面磁控溅射与多弧离子镀C r 涂层的高温抗氧化性能[J ]．中国表面工程,２０１８(２):５１Ｇ５８．[２]M a i e r BR ,G a r c i a ＧD i a z BL ,H a u c hB ,e t a l ．C o l d s p r a yd e p o s i t i o no fT i ２Al Cc o a t i n g s f o r i m p r o v e dn u c l e a r f u e l c l a d Ｇd i n g [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６６:７１２Ｇ７１７．[３]T a l l m a nDJ ,Y a n g J ,P a nL ,e t a l ．R e a c t i v i t y o f Z i r c a l o yＧ４w i t hT i ３S i C ２a n dT i ２A l Ci nt h e１１００~１３００ħt e m p e r a t u r e r a n ge [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６０:１２２Ｇ１２９．[４]T a l l m a nDJ ,H eL ,G a r c i a ＧD i a zB L ,e ta l ．Ef f e c to f n e u t r o n i r r a d i a t i o n o n d e f e c t e v o l u t i o n i nT i ３S i C ２a n dT i ２Al C [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１６,４６８:１９４Ｇ２０６．[５]F e n g ZJ ,K ePL ,H u a n g Q ,e t a l ．T h e s c a l i n g be h a v Ｇi o r a n dm e c h a n i s mo fT i ２A l C MA X p h a s e c o a t i n g s i n a i r a n d p u r e w a t e rv a p o r [J ]．S u rf a c ea n d C o a t i ng s T e ch n o l o g y ,２０１５,２７２:３８０Ｇ３８６．[６]H u a n g Q ,L i uR ,L e iG ,e ta l ．I r r a d i a t i o nr e s i s t a n c eo f M A X p h a s e sT i ３S i C ２a n dT i ３A l C ２:C h a r a c t e r i z a t i o n a n d c o m p a r Ｇi s o n [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６５:６４０Ｇ６４７．[７]K h a t k h a t a y F ,J i a oL ,J i a nJ ,e t a l ．S u pe r i o r c o r r o s i o n r e s i s t a n c e p r o p e r t i e s o fT i N Ｇb a s e d c o a t i n g s o nZ i r c a l o yt u b e s i ns u p e r c r i t i c a l w a t e r [J ]．J o u r n a lo f N u c l e a r M a t e r i a l s ,２０１４,４５１:３４６Ｇ３５１．[８]A l a t E ,M o t t aAT ,C o m s t o c kRJ ,e t a l ．C e r a m i c c o a t Ｇi n g f o r c o r r o s i o n (c ３)r e s i s t a n c e o f n u c l e a r f u e l c l a d d i n g [J ]．S u r f a c e a n dC o a t i n g sT e c h n o l o g y ,２０１５,２８１:１３３Ｇ１４３．[９]D a u bK ,N i e u w e n h o v eRV ,N o r d i nH．I n v e s t i ga t i o n o f t h e i m p a c t o f c o a t i n g s o n c o r r o s i o n a n d h y d r o g e n u p t a k e o f Z i r c a l o y Ｇ４[J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６７:２６０Ｇ２７０．[１０]M aXF ,W uY W ,T a n a J ,e t a l ．E v a l u a t i o no f c o r r o Ｇs i o na n do x i d a t i o nb e h a v i o r s o fT i A l C r Nc o a t i n gs f o r n u c l e a r f u e l c l a d d i n g [J ]．S u r f a c ea n dC o a t i n g sT e c h n o l o g y ,２０１９,３５８:５２１Ｇ５３０．[１１]P a r k JW ,K i mJU ,P a r k JY ．I o nb e a m m i x e d o x i d a t i o np r o t e c t i v e c o a t i n g o nZ r y Ｇ４c l a d d i n g [J ]．N u c l e a rI n s t r u m e n t s a n dM e t h o d s i nP h ys i c sR e s e a r c hB ,２０１６,３７７:１２Ｇ１６．[１２]K i m H G ,K i mIH ,J u n g YI ,e t a l ．A d h e s i o n p r o pe r Ｇt y a n dh i g h Ｇt e m p e r a t u r e o x i d a t i o nb e h a v i o r o fC r c o a t e dZ i r Ｇc a l o y Ｇ４c l a d d i n g t u b e p r e p a r e db y ３D l a s e r c o a t i n g [J ]．J o u r Ｇn a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６５:５３１Ｇ５３９．[１３]P a r kJH ,K i m H G ,P a r kJY ,e t a l ．H i g ht e m pe r a Ｇt u r e s t e a m Ｇo x i d a t i o nb e h a v i o ro fa r c i o n p l a t e dC rc o a t i n gs f o r a c c i d e n t t o l e r a n t f u e l c l a d d i n g s [J ]．S u r f a c e a n dC o a t i n g s T e c h n o l o g y,２０１５,２８０:２５６Ｇ２５９．[１４]B i s c h o f fJ ,D e l a f o y C ,V a u gl i n C ,e ta l ．A R E V A N P se n h a n c e da c c i d e n t Ｇt o l e r a n tf u e ld e v e l o pm e n t s :F o c u s o n C r Ｇc o a t e d M ５c l a d d i n g [J ]．N u c l e a r E n g i n e e r i n g a n d T e c h n o l o g y,２０１８,５０:２２３Ｇ２２８．[１５]M a i e rB ,Y e o m H ,J o h n s o nG ,e t a l ．D e v e l o pm e n t o f c o l d s p r a y c h r o m i u mc o a t i n g s f o r i m pr o v e da c c i d e n t t o l e r a n t z i r c o n i u m Ｇa l l o y c l a d d i n g [J ]．J o u r n a lo fN u c l e a r M a t e r i a l s ,２０１９,５１９:２４７Ｇ２５４．[１６]K u p r i nAS ,B e l o u sV A ,V o ye v o d i nV N ,e t a l ．I r r a Ｇd i a t i o n r e s i s t a n c e of v a c u u ma r c c h r o m i u mc o a t i ng s f o r z i r c o Ｇn i u ma l l o y f u e l c l a d d i n g s [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a r M a t e r i a l s ,２０１８,５１０:１６３Ｇ１６７．[１７]Z h o n g W ,M o u c h eP A ,H e u s e rBJ ．R e s p o n s eo fC r a n dC r ＧA l c o a t i n g so nZ i r c a l o y Ｇ２t oh i g ht e m pe r a t u r es t e a m [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１８,４９８:１３７Ｇ１４８．[１８]W a n g Y ,Z h o u W ,W e nQ ,e t a l ．B e h a v i o ro f p l a s m a s p r a y e dC r c o a t i n g s a n dF e C r A l c o a t i n g s o nZ r f u e l c l a d d i n g u n d e r l o s s Ｇo f Ｇc o o l a n ta c c i d e n tc o n d i t i o n s [J ]．S u r f a c ea n d C o a t i n g sT e c h n o l o g y,２０１８,３４４:１４１Ｇ１４８．[１９]Z h o n g W ,Mo u c h ePA ,H a nX ,e t a l ．P e r f o r m a n c e o f i r o n Ｇc h r o m i u m Ｇa l u m i n u ma l l o y s u r f a c e c o a t i n g s o nZ i r c a l o y ２u n d e rh i g h Ｇt e m p e r a t u r es t e a m a n d n o r m a lB WR o p e r a t i n gc o nd i t i o n s [J ]．J o u r n a l o fN u c le a rM a t e r i a l s ,２０１６,４７０:３２７Ｇ３３８．[２０]P a r kDJ ,K i m H G ,J u n g YI,e t a l ．B e h a v i o ro f a n i m p r o v e dZ rf u e lc l a d d i n g w i t h o x i d a t i o nr e s i s t a n tc o a t i n g u n d e r l o s s Ｇo f Ｇc o o l a n t a c c i d e n t c o n d i t i o n s [J ]．J o u r n a l o fN u Ｇc l e a rM a t e r i a l s ,２０１６,４８２:７５Ｇ８２．[２１]K u p r i nАS ,B e l o u sV А,V o ye v o d i nV N ,e t a l ．V a c Ｇu u m Ｇa r c c h r o m i u m Ｇb a s e d c o a t i n gs f o r p r o t e c t i o n o f z i r c o n i u m a l l o y s f r o mt h e h i g h Ｇt e m p e r a t u r e o x i d a t i o n i n a i r [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６５:４００Ｇ４０６．[２２]K i m H G ,K i mIH ,J u n g YI ,e t a l ．O u t Ｇo f Ｇpi l e p e r Ｇf o r m a n c e o f s u r f a c e Ｇm o d i f i e dZ r c l a d d i n gf o r a c c i d e n t t o l e r a n t f u e l i nL WR s [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１８,５１０:９３Ｇ９９．[２３]J i nD ,Y a n g F ,Z o uZ ,e t a l ．As t u d y of t h e z i r c o n i u m a l l o yp r o t e c t i o nb y C r ３C ２ＧN i C rc o a t i ng f o rn u c l e a rr e a c t o r a p p l i c a t i o n [J ]．S u r f a c ea n d C o a t i n g s T e ch n o l o g y ,２０１６,２８７:５５Ｇ６０．[２４]王晓婧,刘艳红,冯硕,等．锆合金表面磁控溅射制备S i C ＧC r 复合涂层的研究[J ]．真空科学与技术学报,２０１８(４):３３２Ｇ３３８．作者简介:潘晓龙(１９７９Ｇ),男,高级工程师,硕士,主要从事稀有金属材料研发及表面改性等方面的研究.收稿日期:２０１９Ｇ０８Ｇ１６责任编辑㊀郑练。
锆合金在核燃料棒中的应用和性能分析
锆合金在核燃料棒中的应用和性能分析核能作为一种清洁、高效的能源形式，已经被广泛应用于许多国家。
在核能发电中，核燃料棒扮演着至关重要的角色。
锆合金作为核燃料棒的包壳材料，在核能领域中有着广泛的应用。
本文将对锆合金在核燃料棒中的应用和性能进行深入分析。
首先，锆合金在核燃料棒中的应用主要体现在其作为包套材料的特殊性能上。
核燃料棒是放置核燃料颗粒的容器，需要具备较高的热传导性能、较低的线热膨胀系数和优良的耐腐蚀性能。
锆合金正是满足这些要求的理想材料之一。
首先，锆合金具有较高的热导率，能够有效地将核燃料棒中产生的热量传递出去，保持核燃料的稳定工作温度。
其次，锆合金具有较低的线热膨胀系数，与核燃料的热膨胀率相匹配，可以减少燃料颗粒与包套之间的应力。
此外，锆合金还具有优良的耐腐蚀性能，能够抵抗核燃料棒在高温高压环境下的腐蚀和氧化，保护核燃料的稳定状态。
其次，锆合金在核燃料棒中的性能也是我们关注的重点。
首先，锆合金具有良好的机械性能，能够承受核能发电过程中产生的高温高压环境带来的巨大压力。
其次，锆合金具有优异的耐腐蚀性能，能够抵抗酸侵蚀和氧化。
此外，锆合金还具有较好的疲劳强度和较低的氢渗透率，能够有效延长核燃料棒的寿命。
在事故条件下，锆合金还能够承受高温氧化环境，并保护核燃料的完整性，从而维持核反应的平稳运行。
然而，锆合金在核燃料棒中也存在一些潜在的问题。
首先，锆合金在高温下易于与氢发生反应，产生氢化物，从而导致材料的脆性增加。
这种现象称为“金属水化物剥离”（MHI）。
此外，锆合金在高温高压气氛下还会与气体发生氧化反应，形成氧化锆，降低了材料的机械性能和耐腐蚀性能。
为了解决这个问题，科学家们正在研究寻找新型合金或改进锆合金的组成和结构，以提高材料的耐腐蚀性和氢化物剥离特性。
目前，锆合金已经被广泛应用于核能领域，并且得到了良好的应用效果。
不断完善的优异特性和性能使得锆合金成为核燃料棒包套材料的不二选择。
未来，随着核能的不断发展和需求的增长，锆合金在核燃料棒中的应用前景将更加广阔。
核级锆合金性能及其应用领域研究中期报告
中期报告题目：核级锆合金性能及其应用领域研究图1.1不同腐蚀条件下Zr-4和N18合金样品的腐蚀增重曲线成分相同的锆合金在不同水化学条件下进行腐蚀时，其发生转折所需时间和转折后的腐蚀速率有很大差别，并且对不同水化学条件腐蚀的敏感性也不同。
近年来，主要集中研究了锆合金在LiOH水溶液中的抗腐蚀性能，并且对t-ZrO2的形成和其相的转变进行分析研究。
当氧化膜中的t-ZrO2相向m-ZrO2相加速转变时，氧化膜厚度增加且变得较疏松，致使压应力下降，加速了腐蚀，这样就降低了合金的抗腐蚀性能，因此可以通过控制相变转化率来提高锆合金的抗腐蚀性能。
1.1.2合金元素对Zr合金腐蚀性能的影响加入合金元素能约束杂质元素对锆耐蚀性的损害，控制氧化膜结构而提高锆合金耐腐蚀性能的。
合金元素对耐腐蚀性能的影响涉及到合金元素种类。
研究表明，锆中添加何种元素均影响纯锆的耐蚀性，350℃水中3000h的腐蚀试验表明，添加合金元素对耐蚀性不利影响的递减顺序依次是Mo、Si、Cu、Nb、Ni、Cr、Sn和Fe。
理论上根据Wagner-Hauffe假说，选用锆的同族元素进行合金化对提高锆的耐腐蚀性最有利。
但Ti元素对锆的耐腐蚀性能是有害的；Hf元素因其大的热中子吸收截面可作为优异的控制材料被使用；Sn是第IV族元素中唯一能成为锆的合金化元素，目前生产中通常采用降低Sn元素含量，添加Nb元素的微量的Cu元素以及提高Fe元素含量来改善锆合金腐蚀性能，其他可添加的元素还有Nb，Cr，Mo，Ni，Fe。
目前，通常通过以下几个方面控制锆合金的耐腐蚀性能：（1）改变合金元素成分和比例不同合金元素的作用对于处于不同腐蚀介质中的锆合金的影响是不同的，因此要考虑合金元素的协同作用。
当前新型锆合金的设计趋势是：降低Sn的含量（0.3％-0.6％），提高耐腐蚀性能；添加一定量的Cu（0.01％-0.2％），提高耐腐蚀性能；增加Fe（0.1％-0.35％）的含量，降低Nb、Fe质量比；尽量避免Cr、Ni的加入，以减少吸氢。
国家标准《锆管室温闭端爆破试验方法》编制说明(征求意见稿).doc
《锆管室温闭端爆破试验方法》编制说明（征求意见稿）1.工作简况1.1项目来源根据国标委综合【2017】128号《国家标准委关于下达2017年第四批国家标准制修订计划的通知》要求，由国核宝钛锆业股份公司起草《锆管室温闭端爆破试验方法》国家标准，项目计划编号为20173511-T-610，计划完成年限2019年。
1.2本标准所涉及的产品简况锆及锆合金的热中子吸收截面低，用锆合金代替不锈钢作核反应堆的结构材料，可以节省铀燃料1/2左右，良好的经济性推动了锆合金的研发。
同时，锆合金具有适中的力学性能，良好的加工性能、抗腐蚀性能和较好的抗中子辐照性能，因此锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管、压力管、导向管、仪表管、端塞棒和定位格架等结构材料。
当前国内核工业用锆合金无缝管年需求量在1000t，随着国家能源产业调整，国家大力发展核能，锆合金无缝管产品需求量还在不断增加，随着近年来雾霾影响，改变我国以燃煤为主的能源结构，大力发展清洁能源，规模化核电建设，同时伴随“一路一带”战略实施，将核电推向国外市场，锆合金无缝管需求量也会增加。
1.3承担单位情况及主要工作过程1.3.1 承担单位情况国核宝钛锆业股份公司（简称“国核锆业”）由国家核电技术公司和宝钛集团有限公司于2007年11月共同出资组建。
国核锆业是集研发与生产为一体的核级锆材专业化公司，被确定为引进美国西屋公司AP1000全套核级锆材技术的唯一指定用户。
国核锆业产品体系涵盖核级海绵锆生产，锆合金熔炼、坯料制备及返回料加工，管、棒、板、带材成品制造等完整的核级锆材产业链。
国核锆业生产线设计产能为：年产核级海绵锆2000吨、锆合金铸锭2000吨、板带材80吨、管棒材1000吨可以满足100台百万级核电机组用锆材的需要，生产规模与能力位居世界前列。
依托国核锆业而设立的“国家能源核级锆材研发中心”，于2009年11月被国家能源局正式批准授牌，因此国核锆业成为集生产制造平台、科技研发平台和理化检测平台为一身的高科技技术领军企业。
锆合金管材高温内压爆破试验方法
锆合金管材高温内压爆破试验方法1. 背景介绍锆合金是一种优良的结构材料，具有高强度、高熔点、良好的耐腐蚀性和良好的热膨胀性。
在一些特殊领域中得到了广泛的应用，如核工程、航空航天等领域。
锆合金管材作为锆合金材料的一种重要形式，其性能的稳定性和可靠性对于相关领域的安全至关重要。
而高温内压爆破试验方法正是为了评估锆合金管材在高温下的性能而开发出来的。
2. 高温内压爆破试验方法的意义高温内压爆破试验方法主要是用于模拟锆合金管材在高温条件下受到内压力而引起的破裂现象，以评估其在高温条件下的耐压性能。
通过该试验方法可以了解锆合金管材在高温、高压环境下的疲劳寿命、变形特性、断裂特征等重要参数，为相关领域的安全设计和运行提供重要参考依据。
3. 高温内压爆破试验方法的步骤3.1 实验样品准备在进行高温内压爆破试验之前，首先需要准备锆合金管材样品。
样品的选择要符合相关标准，保证样品的代表性和可靠性。
3.2 实验装置搭建搭建高温内压爆破试验的装置，包括高温炉、压力控制装置、安全措施等。
3.3 实验参数选择在进行实验前需要确定实验的温度、压力等参数，以及实验过程中的持续时间等。
3.4 实验数据采集在实验过程中需要对样品的变形、压力变化等数据进行实时采集和监控。
3.5 实验结果分析根据实验数据，对样品在高温高压条件下的疲劳特性、变形特性、断裂特征等进行分析，得出结论。
4. 我对高温内压爆破试验方法的理解高温内压爆破试验方法是一种十分重要的评估锆合金管材性能的手段。
通过该试验方法，我们可以更加全面地了解锆合金管材在高温条件下的耐压性能，为相关领域的安全运行提供重要的技术支持。
该试验方法也为我提供了一个深入研究锆合金材料特性的机会，让我对这一重要材料有了更加深刻的理解。
总结回顾在本文中，我们对锆合金管材高温内压爆破试验方法进行了全面的介绍和评估。
通过对试验方法的步骤和意义的详细解读，可以使读者更加深入地了解这一重要的材料评估手段。
ASTM-B811-核反应堆燃料包壳用锻造锆合金无缝管材的标准规范-中文
1.2 描述了两个等级的反应堆等级锆合金。 1.2.1 表 1 是当前两个等级的美国数字编号。
1.3 除非使用了单一单位，例如腐蚀质量获得用 mg/dm2，作为标准，用英寸 磅或者国际单位规定的值被认为是分开的。每个系统规定的值不是确切 等价物；因此，每个系统必须独立于其他使用。国际单位值不能和英寸 磅值混合。
3.1.2 3.1.3
3.1.4
3.1.5 3.1.6
氢化物取向因子，Fn,n―径向氢化物片数比上检验区域总的氢化物 片数的比率。 批量大小，n―许多组成所有管的相同的尺寸、形状、条件和通过 同样挤压规则和热处理完成生产的同一个铸锭。最终热处理应该在 同一个炉料中。 磨完管材，n―在最终热处理后受到所有精加工的管，精加工可能 影响管的力学性能、尺寸或者表面状况。这些操作包括（但也不限 于）酸洗、清洗、外部和内部表面研磨条件和矫正。 椭圆，n―外部或内部最大直径和最小直径不同，在管的任何一个 横切面确定。 壁厚的变化（WTV），n―在管的任何一个横切面测量最大壁厚和最 小壁厚的不同。
研究加快核燃料包壳管材料测试(图)
研究加快核燃料包壳管材料测试（图）近日，美国桑迪亚国家实验室正在利用其离子束实验室来研究如何迅速评估合金材料的性能，而这些合金材料很可能被用在建设下一代核反应堆或者延长现有核反应堆的寿命上。
工程师正在进行测试由于担负着防止核泄漏的重要任务，核燃料的包覆材料——包壳管被视为核安全的首道防线。
因为包壳管要面临高温、高压、强烈的中子辐照、硼水腐蚀等多重严峻考验，所以，核燃料的包壳管材料必须符合极其严格的要求。
如果外壳变得很脆，核燃料棒有可能会迸裂，进而会将放射性材料泄漏到反应堆外围的环境中。
运行中的核反应堆会引起包壳管所用合金材料发生微观结构上的渐进性变化。
这些变化可能会损害材料的完整性。
所以要弄清合金的腐蚀机理，鉴别哪些因素能显著降低腐蚀速率，弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜的影响，这些都是新合金成分和工艺路线设计的基础。
材料科学家哈立德·哈特是这项研究的主要负责人。
哈特举例说：“以我们常见的铁锈为例，铁锈最初产生的时候，肯定和微观结构的变化有关。
如果我们能在纳米层级上了解铁锈产生的原因，我们就可以阻止诱因的发生，从而不让铁再生锈。
”现有的材料评估方法需耗时十几年甚至几十年。
桑迪亚国家实验室的离子束实验室已经运作了一年左右，正在做原子辐照试验，可以节省出多年的测试时间。
离子束实验室正使用各种耐火材料来模拟各种类型的损害，从而预测先进核反应堆燃料包壳管的使用寿命。
离子束实验室可以让研究者们在纳米级上做现场离子辐射试验并迅速得出结果。
在串联静电加速器、透射电子显微镜等高科技试验设备的辅助下，研究者们正在试图掌握在辐射下合金的微观结构变化。
哈特说：“通过纳米级的离子辐射试验，我们正在寻找制造适用于下一代核反应堆的合金新材料，还可以更好地了解现有的反应堆性能，我们已经可以快速检测材料的力学性能，筛选材料，看看哪些是最适合的材料。
”更好地了解包壳材料的性能可以改善反应堆的效率。
在实验室中，哈特和他的团队正在检测极端环境下材料在纳米级上产生的变化。
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核用锆合金包壳管内压爆破试验及性能研究
温敦古;谭军;陈刘涛;邹红;徐杨;高长源
【摘要】The burst tests at room temperature,350 ℃ and 400 ℃ of two kinds of zirconium alloys for nuclear reactor were studied.By analyzing results from burst tests,it is shown that the burst strengths of the two kinds of zirconium alloys decreased with testing temperatures rising.The No.2 alloy was stronger than No.1.By observing the opening of the burst,burst swellings at 350 ℃ and 400 ℃ were bigger than at the room temperature,the openings were smaller.The directions of the opening growths were different from the axial directions of the claddings,and the openings of burst were ductile fractures.%在室温及350℃和400℃下对核用锆合金包壳管的两种合金进行了爆破试验,并对爆破试验的数据进行了分析研究。
研究结果表明：针对不同试验温度,二种合金的爆破强度随温度的升高而降低,且2号合金的爆破强度优于1号合金的；通过对爆破的破口形貌进行观察发现,相对室温爆破,350℃和400℃下包壳管的肿胀较大,破口开裂较小,破口生长方向与管材轴向成一定角度,破口均为韧性断口。
【期刊名称】《材料研究与应用》
【年(卷),期】2016(010)001
【总页数】5页(P48-52)
【关键词】核用锆合金;包壳管;爆破性能
【作者】温敦古;谭军;陈刘涛;邹红;徐杨;高长源
【作者单位】中广核研究院有限公司，广东深圳518026;中广核研究院有限公司，广东深圳 518026;中广核研究院有限公司，广东深圳 518026;中广核研究院有限公司，广东深圳 518026;中广核研究院有限公司，广东深圳 518026;中广核研究院有限公司，广东深圳 518026
【正文语种】中文
【中图分类】TG146.4
随国内在运核电站及在建核电站数量的不断增加，核安全备受公众关注[1-2]．核
电站设计有多道安全屏障，实际上核燃料包壳管是第一道核安全屏障，包壳管对铀陶瓷芯块起到包覆作用，使铀与冷却剂隔离，并在中间起到传热作用，该包壳管称之为燃料棒．同时，燃料棒的另一个重要作用是将轴裂变产物保留在包壳管里，使之不泄露，因此包壳管是第一道核安全屏障．核电站运行期间，由于裂变气体的释放及芯块与包壳管相互作用等原因[3]，使燃料棒承受的内压持续增加，反应堆安
全运行与包壳管的耐压性能密切相关．根据现行核安全准则，燃料棒在整个生命周期里必须保证其结构的完整．内压爆破试验是体现包壳管承压性能的有效办法，因设备条件所限，国内高温爆破试验开展尚少[4-5]．
本文对核用两种锆合金包壳管进行了室温和高温下的爆破试验，并对核用锆合金包壳管内压爆破试验数据进行了分析，同时也对合金管的性能进行了研究．
1.1 试验样品
试验使用的样品为两种锆合金成品包壳管，分别命名为1号合金和2号合金．在
管材上截取固定长度，试样长度没有标准要求，对于内压爆破试验一般要求长径比大于10，本试验的试样长度为22 cm．试验前使用千分尺对试样的外径和壁厚进行测量，为提高测量精度，在试样中间位置沿周向测量6个外径值，取平均值作
为试样外径值；在试样两端1 cm 的位置，沿周向各测量6个壁厚值，取平均值作
为试样壁厚，在这12个值中取最小值作为试样的最小壁厚．包壳管的成分和规格列于表1，样品实物图如图1所示．
1.2 试验方法
将测量后的试样置于超声波清洗机中清洗，以去除试样在加工过程中残留的润滑油脂和其他表面污染物，在清洗过程中可加入少量的清洗液或用酒精清洗，可有效提高试样洗清效果．
试样准备完成后，通过专用夹具，将试样与内压爆破装置高压管道连接，该装置为包壳管爆破测试专用设备，具备升压速率可控、温度和压力在线监测及爆破自动停机等功能，其爆破示意图如图2所示．爆破试验参数主要有升压速率和试验温度．参考标准ASTM B811[6]，升压速率设置为13.8 MPa/min，试验温度根据试验需要分别设置为室温、350 ℃和400 ℃．考虑到样品为二种，需进行六组爆破试验．在试样管材中注入高压硅油，待爆破后可在爆破装置的仪表上读出各试样的爆破压力．炉体冷却后，从设备的高压管道拆卸出试样，针对试样的爆裂口，进行破口周长测量及观察破口形貌．
为降低成本及减少注油量，可在试样里插入芯棒，要求该芯棒的外径比管材内径小0.25 mm以上，并在芯棒上开槽，以确保试验时高压硅油能快速注满管体．对于高温爆破试验，试样插入芯棒有利于加强试验均温效果．
2.1 爆破曲线
爆破过程中设备会自动记录包壳管内压变化及持续时间，从而获得爆破曲线．图3为合金爆破曲线．从图3可以看出，爆破曲线呈直线向上递增趋势，没有出现波动，斜率保持恒定，说明在六组爆破试验的升压过程中压力均保持递增，升压速率均保持稳定，满足了试验要求．
2.2 爆破数据计算
试样准备时已对试样的外径和壁厚进行测量，获得每个试样平均外径和平均壁厚、
最小壁厚．核用包壳管名义厚度为0.57 mm属于薄壁管，管内充压后其受力情况适用内压薄壁容器力学模型来表述(图4)，计算公式如下：
σθ=P·D/2t；
σm=P·D/4t．
式(1)～式(2)中σθ和σm分别为周向应力和轴向应力，MPa；P为管内充压压力，MPa；D为试样平均外径减去平均壁厚，mm；t为最小壁厚，mm．
爆破数据计算结果列于表2．由表2可知，随温度升高，二种合金的爆破强度下降，成分为Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr的2号合金爆破性能优于成分为Zr-1Nb 的1号合金．
2.3 破口分析
图5为二种锆合金包壳管爆破试样实物图．从图5可以看出，破口处出现明显肿胀，说明爆破过程中管材首先发生局部塑性肿胀，然后爆裂．破口生长方向与管材轴向成一定角度，该方向可能与管材爆裂时在高压硅油作用下，管材周向和轴向同时受力有关[7]．
针对破口，依据公式ε = (C1-C2) / C1×100，对破口变形进行定量评估．式中ε
为变形量，%；C1为试验前管外径周长，mm；C2为试验后管材肿胀处周长(不
包括破口)，mm．破口变形数据列于表3．由表3可知，试验温度越高，肿胀变
形越大．表3数据表明，不同种类管材，肿胀行为有所差别．
图6为试样爆破破口的形貌图．从图6可见：在室温下爆破时，破口较大，且破
裂严重，甚至贯穿整个直径；在350 ℃和400 ℃下爆破时，破口相对较小，这与室温爆破内压大，高温管材爆破压力相对较小有关；高温爆裂与室温爆裂一样，断口均为韧性断裂．
对核用锆合金包壳管1号合金及2号合金在室温、350 ℃和400 ℃下进行了内压爆破试验，在不同试验温度下，二种合金爆破强度随温度升高而降低；2号合金的
爆破耐压性能优于1号合金的．通过对爆破破口观察，结合包壳管受力模型进行
分析研究发现，相对室温爆破，在350 ℃和400 ℃下的爆破肿胀量较大，破口开裂较小，破口生长方向与管材轴向成一定角度，破口均为韧性断口．
【相关文献】
[1] 杨湘山，吕焱，李冰，等. 新形势下的核安全与辐射安全对策[J]. 中国安全科学学报，2005，
15(7)：44-47.
[2] 秦风. 由数字说机遇[J]. 中国核工业，2013(9)：3.
[3] 张长义，徐远超，杨启法，等. M5合金包壳管高温爆破性能[J]. 中国原子能科学研究院年报，2006，6(1)：220-221.
[4] 彭继华，李文芳，BECHADE J L，等. 织构对锆合金拉伸和爆破性能的影响[J]. 材料研究与应用，2007，1(2)：122-126.
[5]王峰，王快社，马林，等. 核级锆及锆合金研究状况及发展前景[J].兵器材料科学与工程，2012，35(1)： 107-110.
[6]American society for testing and materials(ASTM). B811-
02 (Reapproved 2007) Standard Specification for Wrought Zirconium Alloy Seamless Tube s for Nuclear Reactor Fuel Cladding[S]．West Conshohocken：ASTM International，2007.
[7] 周静，王正品，高巍，等. M5合金室温爆破性能研究[J]. 铸造技术，2010，31(4)：433-436.。