核用锆合金包壳管内压爆破试验及性能研究

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。

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。

《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。

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。

核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包壳是核燃料的封装容器，是规定燃料元件几何形状的支撑结构。

反应堆的燃料元件中除高温气冷堆外，一般都采用金属包壳，气冷堆常用带肋片的管状金属包壳，而液体冷却反应堆通常用简单的圆管状金属包壳。

在反应堆运行期间，燃料元件所处的工作条件非常严酷，它不仅受到强烈的中子流辐照，还受到高温高速冷却剂流的侵蚀、腐蚀，以及裂变产物的腐蚀；此外，还要承受热和机械应力的作用。

为了能够保持燃料元件的完整性以及工作的可靠性，就必须为不同类型的反应堆选择合适的包壳材料[1]。

选择包壳材料，须要综合考虑下列因素[2]：1.与核燃料的相容性要好，即在工作状态下，燃料与包壳材料的界面处不会发生使燃料元件变坏的化学反应和物理作用。

2.具有良好的核性能，也就是感生放射性弱，具有小的中子吸收截面。

3.导热性能良好。

4.抗辐照稳定性强。

5.机械性能优良，具有一定的强度与韧性，使得在燃耗较深的条件下，燃料元件仍能保持机械完整性。

6.抗腐蚀能力强。

7.容易加工成形，成本低廉。

综合以上考虑，锆及锆合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300~400 ℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主要用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、支架和孔道管)，广泛用于民用反应堆和军用动力堆，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料，因此被誉为“原子时代第1金属”[3]。

近年来，各国在提高反应堆的安全性、可靠性以及在降低核电成本的同时，积极提高反应堆的运行功率，这必然会对用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求。

因此，国内外科研人员都在持续研发性能更加优异的锆合金、SiC包壳材料以及开展包壳材料涂层保护技术的研究，目的均在提升核反应堆的安全性、可靠性和经济性。

2Zr合金包壳材料研究进展军事上的需求是推动锆(铪)工业起步的主要动力。

金属Zr就是美国发展核潜艇的产物，后来，随着人类对高效、清洁能源的需求，锆被大量地应用到核电反应堆。

锆合金内压爆破标准英文回答：Zirconium alloy internal pressure blasting standards are essential in ensuring the safety and reliability of pressure vessels used in various industries. These standards outline the requirements and procedures for conducting pressure blasting tests on zirconium alloy materials to assess their strength and performance under extreme conditions.One of the key requirements in the zirconium alloy internal pressure blasting standards is the use of proper testing equipment and procedures. This includes ensuring that the pressure vessel is properly prepared and inspected before the blasting test is conducted. For example, the vessel must be thoroughly cleaned and checked for any defects or damage that could compromise its integrity during the test.Additionally, the standards specify the maximum pressure levels that can be applied during the blasting test to prevent overloading the vessel and causing a catastrophic failure. This helps ensure that the test is conducted within safe limits to protect both the equipment and the operators involved in the testing process.Furthermore, the standards also outline the criteria for evaluating the results of the blasting test to determine whether the zirconium alloy material meets the required strength and performance standards. This includes analyzing the deformation and rupture patterns of the material to assess its behavior under pressure.In conclusion, zirconium alloy internal pressure blasting standards play a crucial role in ensuring the safety and reliability of pressure vessels made from these materials. By following these standards, manufacturers can confidently test the strength and performance of zirconium alloy materials to meet the necessary quality and safety requirements.中文回答：锆合金内部压力爆破标准对于确保各行业使用的压力容器的安全性和可靠性至关重要。

DOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2022.20.03【摘要】内压爆破性能是评价核燃料包壳制备工艺和服役性能的重要依据,可为锆合金包壳国产化研究提供关键堆外性能数据。

本研究采用内压爆破试验机(恒温升压)系统,对典型含Nb 国产和进口锆合金包壳管开展不同温度(室温、300℃、350℃、380℃、450℃)的爆破试验,获取包壳的承压极限与爆破延伸率。

试验结果表明,随着温度升高,国产和进口锆合金包壳的爆破强度和屈服强度逐渐降低。

相比于室温条件,在450℃条件下爆破强度和屈服强度分别降低了56~59%和65~67%。

其中,国产1#、2#包壳与进口2#包壳的爆破性能相当,且均显著优于国产3#与进口1#,其爆破强度整体偏高60~100MPa ,表明Sn 元素与O 元素的强化作用明显;相同化学成分的国产3#包壳的内压爆破性能优于进口1#。

【关键词】锆合金包壳;内压爆破;爆破强度;破口形貌0引言金属锆以中子吸收截面小而著称，通过适量的合金化，具有极强的耐腐蚀和抗辐照等特点，适于作堆芯结构部件和燃料元件包壳材料，被誉为原子工业第一合金。

目前国内核电已进入规模化发展的新时期，为了打破国外锆合金在核电市场的垄断地位，我国先后开展了锆合金包壳材料的自主化研究，分别研发了Zr-Nb 、Zr-Sn-Nb 等锆合金材料。

燃料元件在反应堆运行过程中产生的裂变气体将导致包壳管承受内压，包壳管容易出现鼓包甚至爆裂，使包覆放射性物质的第一道屏障失效[1，2]。

反应堆在正常运行工况下，包壳管处于高温环境下的承压状态，因此包壳管高温内压爆破性能对其服役的安全性至关重要。

包壳加工过程中的纵向缺陷会直接影响包壳的承压能力，通过内压爆破性能亦可间接评价加工工艺。

本文通过恒温升压爆破试验机系统，获取典型含Nb 国产和进口锆合金包壳管的爆破性能，为国产锆合金包壳堆外性能提供重要的基础数据。

1试验材料与方法1.1试验材料试验材料包含国产1#、2#、3#锆合金包壳管以及进口1#、2#包壳管。

研究加快核燃料包壳管材料测试核燃料包壳管材料是核电站核燃料元件的重要组成部分，对核电站安全运行起着至关重要的作用。

然而，由于核燃料包壳管材料在核反应堆中工作环境的复杂性和极端条件，以及核燃料包壳管材料的长期使用导致的退化和疲劳现象，对其性能进行测试和验证是非常必要的。

为了加快核燃料包壳管材料的测试，可以采取以下几种方法：首先，采用先进的材料测试设备和工艺。

随着科技的发展，材料测试设备不断更新换代，测试的速度和准确性也得到了显著提高。

可以使用高温高压设备、原位测试设备等，通过模拟核反应堆中的工作环境，快速、准确地测试核燃料包壳管材料的性能。

此外，利用先进的成像技术和材料表征技术，对核燃料包壳管材料的显微结构、晶体结构、应力分布等进行分析和表征，进一步理解材料的性能和寿命。

其次，借助计算机模拟。

计算机模拟是一种快速、准确地预测材料性能的方法。

可以通过建立合适的材料模型，采用分子动力学模拟、有限元分析等方法，对核燃料包壳管材料的性能进行预测和模拟。

通过模拟，可以对不同材料参数和工艺条件的影响进行评估，优化核燃料包壳管材料的设计和工艺，加快测试过程。

此外，可以加强材料测试的标准化和规范化。

核燃料包壳管材料的测试和评价应该遵循一定的标准和规范。

可以制定和完善核燃料包壳管材料测试的技术规范和评价标准，明确测试方法和参数，规范测试流程，提高测试的准确性和可靠性。

同时，可以建立一个核燃料包壳管材料测试的数据库，对测试结果进行统一管理和分析，提供数据支持和借鉴。

最后，可以加强国际合作和信息共享。

核燃料包壳管材料的测试是一个复杂而庞大的工程，各国都进行了大量的研究和实验工作。

可以通过建立国际合作机制，共享测试设备、技术和数据，加快核燃料包壳管材料的测试过程。

同时，可以通过开展国际学术交流和会议，加强不同国家的材料科学研究者之间的交流和合作，促进核燃料包壳管材料测试的进一步发展。

综上所述，加快核燃料包壳管材料的测试是非常重要的，可以通过采用先进的材料测试设备和工艺、借助计算机模拟、加强标准化和规范化、加强国际合作和信息共享等方法来实现。

锆合金内压爆破标准一、锆合金内压爆破基本原理内压爆破是利用锆合金内膛内的高压气体作为动力源，通过控制炸药在内膛中燃烧爆炸，产生的高压气体推动岩石或混凝土的破裂。

和传统的爆破方法相比，内压爆破具有更高的爆破能量、更小的振动和冲击、更高的效率和更低的成本等优势。

二、锆合金内压爆破标准的意义锆合金内压爆破标准是指导锆合金内压爆破工程设计、施工、监理和验收的规范性文件，其制定的目的在于保障工程质量和安全、提高工程效率、降低工程成本。

三、锆合金内压爆破标准的内容1.技术要求包括内膛设计规范、爆破参数、气体压力控制、爆破药剂选择、安全措施等技术要求。

2.工程设计包括内膛结构设计、气体压力计算、炸药选取、爆破药量计算等内容。

3.施工规范包括内膛安装、气体充装、炸药装药、爆破参数设置、安全措施等内容。

4.监理要求包括监理人员资质要求、监理程序、监理报告等内容。

5.验收标准包括爆破效果评价、振动和噪音监测、安全评估等内容。

四、锆合金内压爆破标准的制定流程锆合金内压爆破标准的制定需要经过立项、调研、初稿编制、讨论修改、审定发布等流程。

在编制过程中需要广泛征求相关领域专家和从业人员的意见，确保标准的科学性、合理性和可操作性。

五、锆合金内压爆破标准的意义和价值锆合金内压爆破标准的制定将为内压爆破工程提供统一的技术规范，有利于规范和提高内压爆破工程的质量和安全水平，有利于推动内压爆破技术的应用和发展。

六、总结锆合金内压爆破技术是一种先进的爆破方法，其制定相关的标准对于规范内压爆破工程、提高工程质量和安全水平具有重要意义。

相信随着标准的不断完善和落实，内压爆破技术将在更多的工程领域得到应用，为工程建设提供更为高效、安全、环保的施工方法。

核用锆合金管材爆破试验工艺的改进王德华;袁改焕;李恒羽【期刊名称】《稀有金属快报》【年(卷),期】2006(025)010【摘要】分析了核用锆合金爆破试验失败的原因,针对外径不大于10 mm的管材和外径大于10 mm管材爆破试验进行了改进,设计了2种规格的管材试样联接接头,改进了管材试样焊接的保护装置.制作了6个工艺改进前φ8 mm×0.64 mm的管材爆破试样,10个工艺改进后φ8mm×0.64 mm的管材爆破试样,并进行了爆破试验对比.结果表明,改进试验工艺后管材爆破试验的成功率为100%,而改进工艺前的管材爆破试验全部失败;另外,虽外径大于10 mm的管材工艺改进前后的爆破对比试验未做,但是由于改进思路是基于外径不大于10 mm的管材爆破试验的成功经验,因此从理论上讲应该是可行的.【总页数】3页(P36-38)【作者】王德华;袁改焕;李恒羽【作者单位】西北锆管有限责任公司,陕西,宝鸡,721014;西北锆管有限责任公司,陕西,宝鸡,721014;西北锆管有限责任公司,陕西,宝鸡,721014【正文语种】中文【中图分类】TG1【相关文献】1.核用锆合金包壳管内压爆破试验及性能研究 [J], 温敦古;谭军;陈刘涛;邹红;徐杨;高长源2.核用锆合金管材爆破试验工艺的改进 [J], 王德华;袁改焕;李恒羽3.着眼长远引领中国锆合金本地化生产——记中核阿海珐(上海)锆合金管材有限公司生产纪实 [J], 林辉4.携手绘就中国核燃料循环耀眼一环——记中核AREVA(上海)锆合金管材有限公司首批国产M5包壳管本土化生产交运纪实 [J], 马骞5.内酸洗去除核用锆合金管材内表面缺陷的影响 [J], 乔旺旺;庞玉华;鲁旭卓因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

含Nb锆合金包壳管内压爆破性能研究
何勇;廖京京;王犇;程竹青;杨忠波
【期刊名称】《科技视界》
【年(卷),期】2022()20
【摘要】内压爆破性能是评价核燃料包壳制备工艺和服役性能的重要依据,可为锆合金包壳国产化研究提供关键堆外性能数据。

本研究采用内压爆破试验机(恒温升压)系统,对典型含Nb国产和进口锆合金包壳管开展不同温度(室温、300℃、350℃、380℃、450℃)的爆破试验,获取包壳的承压极限与爆破延伸率。

试验结果表明,随着温度升高,国产和进口锆合金包壳的爆破强度和屈服强度逐渐降低。

相比
于室温条件,在450℃条件下爆破强度和屈服强度分别降低了56~59%和65~67%。

其中,国产1#、2#包壳与进口2#包壳的爆破性能相当,且均显著优于国产3#与进
口1#,其爆破强度整体偏高60~100MPa,表明Sn元素与O元素的强化作用明显;
相同化学成分的国产3#包壳的内压爆破性能优于进口1#。

【总页数】5页(P10-14)
【作者】何勇;廖京京;王犇;程竹青;杨忠波
【作者单位】中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室;国核宝钛锆业
股份公司
【正文语种】中文
【中图分类】TG1
【相关文献】
1.核用锆合金包壳管内压爆破试验及性能研究
2.压水堆燃料棒锆—4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验
3.含裂纹锆合金包壳管氢致多场耦合行为的数值模拟研究
4.先进压水堆国产新锆合金内压爆破力学性能研究
5.锆合金包壳管内壁SiC 涂层的PECVD制备与性能
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

锆合金包壳在不同温度和应力条件下的蠕变性能研究
张华锋;冯宗悦;郑罡
【期刊名称】《现代制造技术与装备》
【年(卷),期】2022(58)11
【摘要】锆合金包壳管具有耐高温、抗腐蚀、中子吸收率低及高温力学性能良好等优点,已被广泛应用于核领域反应堆堆芯包壳层结构。

然而,在长时间受高温、载荷和中子辐照的服役条件下,锆合金包壳管会发生蠕变,严重影响其服役安全性。

研究锆合金管材的蠕变性能,对保证核反应堆的有效运行意义重大。

针对该问题,对6种锆管(编号为A、B、C、E、G和H)在3种温度(350℃、375℃和400℃)和3种应力(100 MPa、130 MPa和170 MPa)条件下开展5000 h内压蠕变试验。

结果表明:随着试验温度的升高,锆合金管的周向变形量不断增加;在9个试验条件下,低应力下管材的蠕变性能排序为C>A>G>H>B>E,高应力下管材的蠕变性能排序为A>C>G>H>B>E;当尺寸一致时,6种材料的蠕变性能排序为C>A>G>H>B>E。

【总页数】5页(P39-43)
【作者】张华锋;冯宗悦;郑罡
【作者单位】国家电投集团科学技术研究院有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TG1
【相关文献】
1.锆合金包壳的碘致应力腐蚀研究进展
2.新锆合金包壳的碘致应力腐蚀研究
3.在蠕变—疲劳条件下评估固溶温度对GH135合金性能的影响
4.辐照蠕变对锆合金包壳管吸氢所致多场耦合行为的影响
5.锆合金包壳管蠕变各向异性行为研究综述
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

《锆合金管材高温内压爆破试验方法》标准（草案稿Ⅱ）编制说明一、工作简况1任务来源及计划要求根据工信部《工业和信息化部办公厅关于印发2018年第四批行业标准制修订计划的通知》（工信厅科[2018]73号）的文件精神，由西部新锆核材料科技有限公司负责起草《锆合金管材高温内压爆破试验方法》有色行业标准。

计划编号：2018-2037T-YS，项目完成年限为2020年。

2立项的目的和意义国家大力发展核电产业，核电“走出去”是国家“一带一路”战略构架中非常重要的一个板块。

推进我国自主知识产权的“华龙一号”核电技术，是践行核电“走出去”战略的实施，也是开启中国核电“一带一路”战略的布局。

由于我国缺乏燃料组建用锆合金包壳管等堆内材料高温内压爆破试验方法标准，制约了我国核材料的推广与发展，在核用锆合金管材高温内压爆破性能评价上也缺乏仲裁机制。

锆合金由于其优良的核性能已被广泛地应用在反应堆中作为包壳材料和结构材料，锆合金管材高温内压爆破性能是衡量锆合金包壳管安全性的重要指标，也是锆合金管材设计开发、鉴定、验收的重要技术指标。

试验模拟了在核反应堆内高温环境下，假设当包壳管内部出现异常情况产生了大量气体，气体迅速膨胀导致包壳管内部压强显著增大的情况下，验证锆合金的耐高温内压爆破性能，最终考验锆合金包壳管的安全性。

通过对本标准的制定规范了国内锆合金管材高温内压爆破试验方法，同时也可有力地促进核材料行业的安全、质量发展，特别对核工业的安全与发展具有重要的意义。

3项目所涉及的方法简况锆合金管材高温内压爆破试验方法目前尚无国际、国家、行业标准，目前锆合金的研究机构与生产企业均采用企业标准开展该工作，需及时建立标准，以体现我国锆合金管材高温内压爆破试验方法的实际水平。

本标准是采用闭环控制的增加装置，在一端密封的锆合金管材中，抽调内部空气后，通过冲耐高温油加载压力，在高温试验环境下，通过光学测量装置测量锆合金管材指定位置的外径变化量，通过压力传感器测量管材内部压力的变化，最终计算锆合金管材的高温内压爆破性能。