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PHWR

Zr-1Nb 燃料包壳及其他结构材料 俄罗斯式沸水堆BWR和

压水堆PWR

定位格架、燃料组件包壳材料、导向

管 美国西屋公司反应堆

1.1.2研究意义

由于核反应堆里面的高温高压水会对锆合金包壳管产生腐蚀，从而减少合金的有效厚度，影响包壳管的使用寿命，所以如今锆合金在核工业中面临了一些问题。现今世界上的研究者们都在朝着提高燃料燃耗、提高反应堆效率、降低燃料循环成本以及提高安全性的方向发展，而就如今的技术而言我们能提高的包壳材料的性能有以下几点：腐蚀性能、吸氢性能、辐照尺寸稳定性及力学性能等。锆合金在反应堆内受到中子的辐照，其力学性能会发生变化，延性下降，强度升高，最后将会导致锆合金扭曲变形、辐照伸长以及变脆等，导致其综合性能下降[2]。因为Zr-4合金已经不能满足高燃料然耗及长寿期堆芯的要求，因此新型锆合金的研发逐渐被重视起来。锆的合金化的作用在于抑制氮和其他杂质元素的有害作用，提高其耐腐蚀性能，一直以来我们都普遍引用Wagner-Hauffe假说来指导锆合金的耐腐蚀成分。Wagner-Hauffe[3]认为氧化膜成长理论为氧离子沿膜中阴离子空位而扩散，而电子从金属的到表面向外运动，腐蚀速度的控制因素则为这两者的平衡速度。任何外来间隙阳离子都会减少阴离子的空位数目、降低氧离子的扩散。比如，锆合金主要的合金元素Sn在含量为1.2%~1.7%的时候，会抵消氮对腐蚀行为的有害作用，以此提高抗腐蚀能力。所以，研究不同的成分及其成分含量对锆合金性能提升的影响，对新型锆合金的开发具有重要意义。

1.2国内外研究的现状

1.2.1锆合金的性能及发展现状

1.2.2锆合金的研究方法

1.2.3锆合金中的第二相

1.2.4锆合金成分对其组织性能的影响

1.3研究主要内容

深刻认识不同成分及成分的含量对锆合金的性能的影响对新型锆合金的开发以及推广新型锆合金工程的应用具有十分重要的意义。本课题对7种成分的锆合金熔炼、轧制试验及热加工，采用了光学技术手段来分析不同的成分合金组织

结构变化，测试不同的成分锆合金室温力学性能及其腐蚀性能，研究归纳了不同的合金元素及各元素的含量对锆合金组织和性能影响的规律。主要研究的内容如下：

（1）综合分析确定了研究方法查阅相关文献，了解国内外锆合金研究的进展和发展趋势，分析国内锆合金

发展中存在难点和问题，借鉴国外在核材料研发方面的经验，确定研究的方法及技术手段。

（2）开展锆合金熔炼、轧制及热加工试验

根据确定好的方案，对7种不同成分的锆合金进行熔炼、轧制和热加工。对

新型锆合金经2次真空电弧熔炼和铸锭经热锻之后，从铸锭上部和下部分别取样

进行化学成分分析，高温下保持0.5小时后进行水淬；然后进行打磨及酸洗表面处理，这是为了去除氧化皮；而为了实现首次轧制顺利进行，就需要解决轧件的咬入问题，当摩擦角大于或等于咬入角时可以实现轧件的自然咬入；经热轧、冷轧和中间退火等工序后制成样品。

（3）锆合金组织结构的分析

通过透射电镜、光学金相、扫描电镜和XRD分析技术手段可以分析不同的成分合金的组织结构的变化。

（4）进行锆合金性能的测试主要是测试锆合金室温力学性能及腐蚀性能等。 (责任编辑：qin)