锆合金

摘要： 锆(Zr)及其合金因其在高压/高温水环境中的力学和化学性能、高剂量中子辐射下的结构稳定性和中子透明度,而被广泛用于核燃料包壳材料及其他核反应堆的重要结构材料。福岛核事故后,锆合金的腐蚀和吸氢行为成为耐事故核燃料包壳材料的重点研究方向之一。文中概述了锆合金氢化物的形成,并综述了3个因素对氢在锆合金中固溶度的影响,以及锆合金中氢化物的最新研究进展。最后指出了当前研究中所遇到的一些问题,展望了锆合金吸氢开裂的发展方向。

摘要： 简要综述了近年来国内外关于锆合金疖状腐蚀的研究进展,归纳总结了锆合金的疖状腐蚀机理,主要包括氢聚集腐蚀、局部溶质贫化腐蚀、形核长大腐蚀、疖状斑形成腐蚀等。分析了影响锆合金耐疖状腐蚀的因素,并在此基础上提出了改善锆合金耐疖状腐蚀性能的方法,主要有:调节合金元素种类及含量;表面晶粒细化处理;进行适当的热处理,使第二相尺寸细化,分布均匀。

摘要： 锆合金因具有热中子吸收截面低等特有的性质,被广泛应用于核反应堆中,在核反应堆中起到预防核泄漏的作用。核燃料包壳管中的锆在核反应堆内高温、高压的水环境下,极易与水蒸气发生氧化反应生成大量氢气,从而引起“氢爆”导致核事故。为此,研究能一定程度上包容事故和具有固有安全性的耐事故燃料(ATF),对锆合金表面涂层制备尤为重要,其中Cr涂层在所考虑的各种涂层材料中具有明显优势,发展和研究潜力最大,成为重点的研究方向之一。综合分析了近年来国内外锆包壳表面Cr涂层的研究现状。介绍了Cr涂层的制备技术及工艺特点,并对不同技术制备的涂层的性能分析进行整合。总结归纳了Cr涂层的高温氧化性能,对今后涂层的研究方向提出见解。为进一步提升核电站安全性和可靠性的重要举措提供参考。

摘要： 锆的热中子吸收截面低,具有优异的耐腐蚀性和较高的熔点(1852°C),因而在核燃料包壳管中被广泛应用。在日本核电站意外爆炸发生后,耐事故燃料(ATF)受到广泛关注,一种在锆合金表面制备涂层的方法因具有很高的经济性而被广泛研究。文中介绍了锆合金包壳表面涂层的抗高温氧化性能的研究现状,分析了近年来使用的金属、陶瓷、MAX相涂层对锆合金表面抗氧化性能的影响,指出Cr基涂层更有应用前景。

摘要： 锆基合金由于具有低的热中子吸收截面、良好的耐腐蚀性能和力学性能等优点,通常被用于水冷核反应堆中的核燃料包壳和其他结构材料。通过在合金中添加适量的Nb元素可以有效地降低锆合金的氧化速率和吸氢分数,从而改善锆合金的耐腐蚀性能。尽管对锆合金的耐腐蚀性能得到了广泛的认识,但关于其在接近真实氧化腐蚀条件下的原位研究一直是具有挑战性的课题。本工作中利用近常压X射线光电子能谱(NAP-XPS)原位研究了1.3×10^(−8)–1.3×10^(−1)mbar(1 mbar=100 Pa)连续分压下室温到623 K温度时两种锆基合金表面在水,氧中的初始氧化腐蚀行为。结果表明,未添加Nb和添加1%Nb的锆合金表面在初始氧化过程中锆元素都会由金属态向多种氧化态过渡。水蒸气环境下两种合金的氧化速率都要低于氧气环境。室温下无论水蒸气还是氧气环境两种合金的氧化速率都要比623 K高温情况下的慢。在623 K的氧气气氛下,未添加Nb的锆合金相较于添加1%Nb的锆合金更容易被氧化,Nb的添加一定程度上会降低氧物种的吸附能力。在室温下和623 K低水蒸气压力下,1%Nb锆合金氧化速率更快,Nb促进OH−在表面生成。而在623 K高水蒸气压力下,未添加Nb的锆合金有更易于被氧化的倾向,Nb在高温下向表面扩散并抑制OH−键的断裂,但两种样品表面短时间内都无法被完全氧化。

摘要： 本文介绍了推进N36锆合金科技成果转化的原因、主要做法与经验积累。在积极强化能源战略要求、响应科技成果转化号召、助推单位实现高质量发展的背景下,中国核动力研究设计院以策划、评估、实施、检查作为“四大基本程序”,做好组织、人力、激励、团队建设“四大保障”,实施了锆合金科技成果转化,成果转化收益增长明显,助推单位实现自身高质量发展,显著提升了自身技术水平与实力,树立了核行业成果转化典范,切实落实了创新驱动战略。积累了成果转化的重要经验与做法,更加注重坚持战略导向、强化核心需求牵引、量化过程权属、加强制度建设。

摘要： 当前核燃料包壳主要以热中子吸收截面极低、熔点较高的锆合金作为主要构件材料。2011年日本福岛核电站失水事故使人们意识到锆合金在事故工况高温蒸汽环境中会快速氧化失效,并产生氢气造成氢爆。为了应对锆合金包壳材料的这一缺陷,提升核反应堆安全性,耐事故燃料(Accident tolerant cladding,ATF)包壳材料的开发成为了当前研究热点。在锆合金表面制备涂层以提高其抗氧化性能是ATF包壳开发的重要发展方向之一。目前已开发了多种针对锆合金的涂层材料,包括纯金属涂层、MAX相涂层、合金涂层以及氧化物涂层等。在众多涂层材料中,纯铬涂层能有效提升锆合金包壳的抗高温氧化性能和高温强度,且涂层加工方法简单、经济性良好。铬涂层是极具应用潜力的候选材料,也是当前的研究热点。本文以铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料的事故工况为主题,综述了铬涂层的氧化动力学、铬-锆中间层生长动力学、铬涂层长期氧化失效机制、诱发铬涂层短期快速失效的因素以及涂层强化机制方面的研究进展,汇总了国内外目前在ATF包壳领域取得的进展,为铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料的基础理论研究、关键技术攻关和未来商业应用提供有益的参考。

摘要： 锆合金作为一种重要的战略材料,被誉为“原子能时代的第一金属”,由于其低中子吸收率、抗腐蚀、耐高温等优点,被广泛用作核反应堆关键结构材料。我国锆合金基础研究及工业化发展起步较晚,锆合金种类较少,因此,锆合金的研发受到了学术界及工业界的广泛重视。回顾了核用锆合金研发的历史进程、应用现状及未来发展趋势,阐明了锆合金基础研究和开发应用的重要性,简要介绍了新兴的高性能锆合金,包括医用锆合金、耐腐蚀锆合金、高强高韧锆合金和锆基非晶合金。随着核反应堆的升级换代和非核用应用需求的多样化,发展新型锆合金、拓展锆合金的应用范围,是锆合金未来研发的着眼点。

摘要： 后处理厂处理的乏燃料含有大量的放射性物质,要实现稳定运行对设备和管道的材料要求比其他类似工厂要高得多,存在物料腐蚀性强、放射性强度高、中子屏蔽的问题。文章结合后处理厂运行的要求,对国内后处理厂专用材料的种类、发展、性能进行了分析、总结。

摘要： 锆是一种较为稀缺的有色金属,和其他金属制备的合金相比,锆合金的应用范围窄,国家标准规定的合金牌号只有6个[1]。其中,Zr-0、Zr-2、Zr-4用于核工业领域,Zr-1、Zr-3、Zr-5用于一般工业领域。近期中国核动力研究设计院研制出用于核工业领域的N36锆合金,其主成分为铌、锡、铁,含量介于Zr-4和Zr-5之间。

摘要： 为防止锆合金铸锭生产过程中的经济效益流失、节约企业成本,在主要原材料采购上,必须要按计划进行控制,合理安排采购;在辅助材料采购上,要坚持"厂家择优,价格定厂,定点进行"层层递进的原则;选择最优生产工艺,合理安排生产,最大限度降低能耗,严格执行标准工时,充分利用劳动力,提高劳动效率;在设备维修保养上,要通过对设备的技术升级改造降低设备的维修价格.

摘要： 核材料的安全性是核能发展的重要前提.本文针对现有核岛技术的第一安全屏障锆合金开展工作,对不同体系的材料在堆芯环境下开展了系列的氧化试验,并利用Zr-Si和ZrO2涂层进行表面处理.①随着系统内部氧分压提高,在Zr-Si非晶体系发生元素锆的扩散,形成一层富锆的非晶氧化膜以及下面的富硅非晶过渡层,增强了抗氧化效果.②在Zr-Fe-Nb体系,不管物相结构以及原子占位如何,均发现Fe的扩散,并且Fe的扩散聚集有助于氧化膜的稳定性.③氧化膜的稳定机制同样通过氧化锆涂层取得了进一步的探索,在辐照进一步诱导氧缺陷的产生之后,会发生单斜向四方相的转变,得到的缺陷态四方氧化锆能够在氧化环境下很好的保持,因此提出了辐照诱导的氧化锆涂层自增强的抗氧化机制.

摘要： 应用美国LECO公司型号为TC600氧氮分析仪,建立了惰性气体熔融红外法/热导法联合测定锆及锆合金中氧含量和氮含量的分析方法,对测定条件如试样量、分析功率、石墨坩埚的选择、助熔剂选择等进行了优化研究,确定了最佳分析条件.并分析了可以溯源到NIST的有证标准物质和锆合金样品,分析结果准确性高,精密度良好,结果令人满意.

摘要： 采用静态高压釜对去应力退火(SRA)及再结晶退火(RXA)的SZA-4锆合金包壳管材进行360°C/18.6MPa纯水、360°C/18.6MPa/0.01mol/L-1LiOH水溶液及400°C/10.3MPa过热蒸汽腐蚀试验,用TEM、SEM分析了合金腐蚀前后的显微组织.结果表明,在三种水化学介质中经最长500d腐蚀后,RXA管材腐蚀增重低于SRA管材;合金管材中的析出相均呈细小、弥散分布,主要为HCP-Zr(Nb,Fe,Cr)2和FCC-Zr2(Fe,Cr),其中,SRA管材析出相平均直径相对较小,并存在少量的TET-Zr3Ge;合金长期腐蚀增重的高低与氧化膜平行裂纹的多少以及氧化膜/基体界面处的“菜花”状尺寸大小呈对应关系.分析了合金显微组织与耐腐蚀性能间的关系,认为在两种退火态下合金管材析出相类型的不同是引起合金耐腐蚀性能差别的主要原因.

摘要： 辐照腐蚀是核反应堆材料失效的重要形式,但迄今对吸氢和辐照相互作用的认识仍然不足.文中以国产N18锆合金作为研究对象,采用电解渗氢方式研究锆合金服役过程中的吸氢行为对其腐蚀性能的影响,同时利用重离子辐照的方法模拟堆内中子辐照对吸氢锆合金钝化膜性能的影响.利用Raman光谱和俄歇电子能谱(AES)对氧化膜的结构和深度分布进行表征,同时使用电化学方法测试材料在吸氢和重离子辐照后的电化学性能.结果表明:氢的渗入会导致锆合金氧化膜致密度下降,降低氧化膜的阻抗,引起腐蚀电流密度增大.重离子辐照的离位原子效应会在N18锆合金试样表面引入缺陷,充氢试样在重离子辐照作用下更容易产生缺陷,从而进一步破坏氧化膜的完整性.

摘要： 依据GB/T4340.1-2009《金属材料维氏硬度试验第1部分:试验方法》对某种核级锆板进行了维氏硬度检测,并按照JJF1059.1-2012《测量不确定度评定与表示》对其检测结果的测量不确定度进行了评定.结果表明:当取包含因子k=2时,合成不确定度U95=8.40HV.

摘要： 采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征.结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布.合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)2.加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100nm.合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关.

摘要： 采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征.结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布.合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)2.加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100nm.合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关.

摘要： 采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征.结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布.合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)2.加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100nm.合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关.

摘要： 采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征.结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布.合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)2.加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100nm.合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关.

摘要： 本发明提供了用于锆基非晶合金的含锆组合物，该组合物含有金属锆和添加剂，其中，所述金属锆为海绵锆，所述添加剂为B、Si和Pb。另外，本发明还提供了锆基非晶合金。本发明的锆基非晶合金的非晶形成能力高，成本低。

摘要： 本发明涉及锆基非晶合金与铝或铝合金的复合材料领域，公开了一种锆基非晶合金‑铝或铝合金复合材料和染色锆基非晶合金‑铝或铝合金复合材料其制备方法。方法包括：(1)在真空或氩气气氛下，将至少一块锆基非晶合金以及至少一块铝或铝合金放置在一起，从常温开始以升温速率10～50°C/min加热到热压温度；(2)在所述热压温度下，对所述锆基非晶合金与所述铝或铝合金进行加压，使所述锆基非晶合金与所述铝或铝合金的应变速率为0.1％/s～1％/s；加压时间为50～500s；(3)在步骤(2)所述加压结束时达到的压力下进行保压100～500s，再冷却得到锆基非晶合金‑铝或铝合金复合材料。该方法简单易行，得到的复合材料结合强度大。

摘要： 本发明提供了用于锆基非晶合金的含锆组合物，该组合物含有金属锆和添加剂，其中，所述金属锆为海绵锆，所述添加剂为B、Si和Pb。另外，本发明还提供了锆基非晶合金。本发明的锆基非晶合金的非晶形成能力高，成本低。

摘要： 锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法，其中锆合金0.2‑0.9wt％的A，0.01‑1.0wt％的钌，其余组分为锆；所述A为铜、铬、铌、钴、锡和钼中的一种或多种。将钌元素的加入锆合金一方面促进阴极反应，进行阴极极化，能使锆钝化，提高抗低pH值环境下耐腐蚀性能；另一方面，钌元素在锆的β相固溶并在氧化膜中浓缩，抵抗氧化离子的影响，提高合金的耐蚀性。铜元素也可阴极极化促进锆钝化。铬元素可提高在氧化环境下的耐腐蚀性能。钼元素可提高耐腐蚀性能。铌元素也可提高耐腐蚀性能。

摘要： 锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法，其中锆合金，包括：0.2‑2.0wt％的A，包括0.2‑0.8wt％的钼，其余组分为锆；所述A为铜、铌、钒、铬、钴和锡中的一种或多种。本发明通过控制添加钼、铌、铜、钒、铬、钴和锡元素的含量，在提升力学强度的同时，提高其在硫酸、硝酸、醋酸和熔融碱等使用环境下，和含铁、铜等离子的氧化环境下的耐腐蚀性。

摘要： 锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法，其中锆合金0.2‑0.9wt％的A，0.01‑1.0wt％的钌，其余组分为锆；所述A为铜、铬、铌、钴、锡和钼中的一种或多种。将钌元素的加入锆合金一方面促进阴极反应，进行阴极极化，能使锆钝化，提高抗低pH值环境下耐腐蚀性能；另一方面，钌元素在锆的β相固溶并在氧化膜中浓缩，抵抗氧化离子的影响，提高合金的耐蚀性。铜元素也可阴极极化促进锆钝化。铬元素可提高在氧化环境下的耐腐蚀性能。钼元素可提高耐腐蚀性能。铌元素也可提高耐腐蚀性能。

摘要： 锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法，其中锆合金，包括：0.2‑2.0wt％的A，包括0.2‑0.8wt％的钼，其余组分为锆；所述A为铜、铌、钒、铬、钴和锡中的一种或多种。本发明通过控制添加钼、铌、铜、钒、铬、钴和锡元素的含量，在提升力学强度的同时，提高其在硫酸、硝酸、醋酸和熔融碱等使用环境下，和含铁、铜等离子的氧化环境下的耐腐蚀性。

摘要： 本发明公开了一种具有优异腐蚀性能的锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法，该锆合金，包括0.2‑1.3wt％的铜、0.1‑0.9wt％的锡，以及0.2‑1.0wt％的A,A为铬、钒、钴、铌一种或多种。将铜元素的添加促进阴极反应，进行阴极极化，能使锆钝化，提高抗低pH值环境下耐腐蚀性能，锡元素添加融入固溶体中的锡原子造成晶格畸变，晶格畸变增大了位错运动的阻力，使滑移难以进行，从而提高材料的强度与硬度。铬、钒、铌、钴元素可提高在氧化环境下的强度和耐腐蚀性能。

摘要： 本发明提供了一种钼钛锆合金纳米抛光液及钼钛锆合金工件的纳米抛光方法。钼钛锆合金纳米抛光液包括溶剂水，以所述溶剂水的质量百分比计，还包括2～4％的硫酸钠以及0.6～1.5％的添加剂，所述添加剂为水溶性添加剂，包括0.1～0.5％的稳定剂和0.5～1％的螯合剂。本发明的钼钛锆合金纳米抛光液通过设置其组分，可方便快捷的完成对钼钛锆合金工件的抛光，提升钼钛锆合金工件的表面光泽度。同时通过使用本发明的钼钛锆合金纳米抛光液进行钼钛锆合金工件的抛光，并通过设置抛光过程的抛光参数，可高效率的降低钼钛锆合金工件的表面粗糙度，且可有效提升钼钛锆合金工件的光泽度。

摘要： 本发明公开了一种含核级锆合金返回料的锆合金铸锭的制备方法，该方法包括：一、选择与目标产物锆合金铸锭相同牌号的核级锆合金返回料铸锭分切得到铸锭切块；二、将铸锭切块与海绵锆电极块进行组配，或将铸锭切块与中间产品铸锭进行组配，得到组配件；三、对组配件电极焊接得到自耗电极，然后进行真空自耗电弧熔炼得到锆合金铸锭。本发明将选定的核级锆合金返回料铸锭直接分切后进行组配，通过控制返回料铸锭的化学成分，保证了锆合金铸锭的成分满足技术要求，无需将核级锆合金返回料铸锭锻造成板坯后再使用，提升了材料的利用率，缩短了工艺流程及生产周期，克服了传统方法的材料损失量大、利用率低、加工成本高、工艺流程及生产周期长的缺点。