核燃料棒端塞用冷轧锆合金棒材横截面低倍组织异常现象的研究

锆合金的低周疲劳行为研究由于锆的热中子吸收截面小，并具有优异的耐高温水腐蚀性能、良好的综合力学性能和理想的热导率，因此，锆合金被用作核电站水冷动力堆核燃料元件的包壳材料和堆芯的其它结构材料。

反应堆运行时，堆功率的波动和水冷却介质的流动使燃料组件及其它构件经受不同形式的循环变形，在极端情况下容易出现破损。

因此，要保障核电站水冷动力堆的安全运行，就要对锆合金的低周疲劳行为有详尽的了解和认识。

特别是当要求研制新型高性能的燃料组件以降低核电成本时，对锆合金低周疲劳行为的研究就显得尤为迫切。

本文采用对称拉压循环变形方法(R_ε=ε_min／ε_max=-1)，系统研究了织构、热处理状态、氢对Zr-4合金低周疲劳性能的影响，Zr-4合金、N18合金和N36合金的循环变形行为，并研究了摩擦应力、背应力随循环周次、塑性应变幅的变化规律。

结合疲劳亚结构和疲劳断口的分析结果，深入探讨了影响合金低周疲劳行为的作用机制。

Zr-4合金低周疲劳性能的研究表明，不同冶金状态的Zr-4合金在室温和400℃的低周疲劳寿命（N_f）都随塑性应变范围（Δε_p）的增加而降低，并遵循Coffin-Manson关系N_f^βΔε_p=C。

但是，冶金状态不同，合金的抗疲劳性能不同。

对于冷加工后经再结晶退火处理的Zr-4合金，轧制方向的低周疲劳寿命比横向要大。

随着Δε_p的降低，两个方向的低周疲劳寿命的差别相应增加，这是由于合金中存在织构的缘故。

冷加工后经再结晶退火处理的Zr-4合金在β固溶处理后，抗疲劳性能明显降低，这主要是由于β固溶处理降低了合金的Schmid因子；β固溶处理后在α相区的退火对疲劳性能有影响，即500℃×1.5h退火的抗疲劳性能要优于750℃×1.5h退火，这主要与500℃×1.5h退火的合金中沉淀相粒子的数量较少有关。

合金钢锻棒端面缺陷分析[摘要]针对材料为42CrMo的合金钢锻棒，在各项力学性能要求都满足标准规范的前提下，表面无损检测发现密集型缺陷的情况，进行了各项试验以便分析缺陷产生的原因及为避免此类缺陷应采取的措施。

【关键词】质量;合金钢;锻棒;无损检测;力学性能;低倍;塔形试验当今市场环境的特点之一是用户对产品质量的要求越来越高。

在这种情况下，就更要求企业将提高产品质量作为重要的经营战略和生产运作战略之一，但提高产品质量的同时也应保证企业的利润，这就要求我们在生产过程中，及时地发现问题，尽早地分析问题，在最短的时间内提出解决方案和避免情况再次发生的办法。

下面就是实际制造生产中发生的一项案例，本文主要是通过一些辅助试验来确认无损检测发现的缺陷，从而判断缺陷的类型、产生的原因及处理办法。

一、缺陷介绍一批材料为42CrMo的合金钢锻棒，在精加工后两端面进行液体渗透检测时，发现大部分锻件都存在有密集型点状缺陷（集中在中心部位），见图1所示。

但是锻件的力学性能、金相检验（低倍检测）试样的取样位置、取样数量及实验方法均按照标准规范进行，结果也都是予以验收，合格的。

如果不解决无损检测的问题，整批产品就得报废，这样势必会对公司造成很大的损失，对今后的生产也会产生严重的影响。

二、检测验证和结果锻件的制作工艺流程是①钢锭进厂复验②下料③锻造④性能热处理⑤各项性能试验⑥机加工⑦液体渗透检验。

根据锻件缺陷的宏观显示（点状缺陷），初步推断可能是原材料（缩孔、气泡、白点、夹杂、发纹等）的问题，由于有部分锻件液体渗透检验时合格的，所以可能前期的低倍、非金属夹杂检测是在合格的锻件上取样的，为了排除这种情况，须重新取样进行低倍、非金属夹杂检测，为了更有针对性，本文选取出缺陷比较严重的锻件作为试样件。

（1）抽取20件锻棒重新在两端面进行液体渗透检验，分别选取出6件缺陷较严重的分别进行编号（1～6#），作为试样件待用。

渗透剂材料应限制有害元素的含量，一般要求氟化物和氯化物的含量之和不超过200ppm，硫化物最大允许含量为200ppm。

第32 卷第5 期2014 年10 月物理测试Physics Examination and T estingVol.32，No.5October 2014DOI:10.13228/j.boyuan.issn1001-0777.20140050GH4169 合金盘件异常腐蚀区缺陷性质分析李继超，张银东，刘晶，付肃真，李光泽(沈阳黎明航空发动机集团有限责任公司,辽宁沈阳110043)摘要：针对采用真空感应、真空自耗重熔双联冶炼工艺的GH4169 合金棒材生产的盘锻件表面出现的低倍腐蚀缺陷展开实验分析。

通过对缺陷位置微观组织形貌观察以及对缺陷区域和正常区域进行能谱分析比较可知，形成缺陷的主要原因可能是由于氮化钛及Mg、Al 的氧化物夹杂在该区域集聚,并就产生的氧化物进行分析，最终判定氧化物夹杂为合金冶炼时带来的缺陷。

关键词：GH4169 合金；盘锻件；夹杂；低倍组织文献标志码：A 文章编号：1001-0777（2014）05-0053-06Defects Analysis of Abnormal Corrosion Sites ofGH4169 Alloy Disk ForgingLI Ji-chao, ZHANG Yin-dong, LIU Jing, FU Su-zhen, LI Guang-ze(Shenyang Liming Aero-engine Group Co., Ltd., Shenyang 110043, Liaoning, China)Ab stract：To the problem of corrosion defects on the surface of disk forging produced by GH4169 alloy bar by VIM+VAR method, the causes were analyzed. Through microstructure and spectrum analyzing, the main causes of the defects may be the aggregation of titanium nitride inclusion and oxide inclusions of Mg and Al. And the oxide was analyzed. Finally it is concluded that the oxide inclusions are the defects caused by smelting process of the a lloy.Key words: GH4169 alloy; disk forging; inclusion; macrostructureGH4169 合金是以体心立方的Ni3Nb（γ″）和面心立方的Ni3（Al、Ti、Nb）（γ′）沉淀强化的镍基高温合金，由于该合金具备优异的综合力学性能，广泛应用于制造航空发动机涡轮盘、轴和承力环等受力件[1-4]。

材料研究与应用2024，18（2）：248‐260Materials Research and Application Email：clyjyyy@http：//先进表征技术在锆合金显微组织研究中的应用进展李明阳1,2,杜艳华1,2（1.中核新型材料研究与应用开发重点实验室，内蒙古包头 014035； 2.中核北方核燃料元件有限公司，内蒙古包头 014035）摘要：锆合金具有良好的核性能、力学性能和加工性能，是一种重要的结构材料，在核工业、航空航天和医疗设备等领域中应用前景广泛。

深入了解锆合金显微组织对于掌握其性能和性质至关重要，其显微组织（如第二相、氧化膜、氢化物等）在加工和服役过程中的演变规律及对性能影响正得到材料科学、核工程领域研究者的广泛关注。

先进表征技术，如电子显微分析技术、电子探针显微技术、原位表征技术及原子探针分析技术等已被应用于锆合金显微组织研究。

电子显微分析技术，可对锆合金包壳的第二相、氢化物和氧化膜的显微组织特征进行表征，为锆合金包壳材料性能的优化改进提供支持。

电子探针显微技术（EPMA）是高分辨率显微技术，可对锆合金的微观结构及表面特征进行分析。

原位表征技术，包括透射电子显微镜原位辐照技术、原位电化学阻抗谱技术、原位拉伸实验和原位拉曼光谱。

透射电子显微镜原位辐照技术，可用于研究锆合金在辐照条件下的行为及辐照引起的微观结构变化；原位电化学阻抗谱技术，可用于研究锆合金在腐蚀过程中的阻抗模量及氧化膜厚度的变化；原位拉伸实验，可实时观察锆合金的变形行为；原位拉曼光谱，可用于检测锆合金成分及结构的变化。

原子探针分析技术，可对锆合金中元素偏聚现象、氧化过程、氢的分布及纳米尺度下原子分布情况的表征。

综述了先进表征技术在锆合金微观组织研究中的应用进展及存在的问题，展望了锆合金显微组织的未来研究方向。

本研究为深入了解锆合金的微观结构提供了参考，深化了对锆合金组织结构及性能的认识。

关键词：锆合金；显微组织；先进表征技术；应用进展；电子显微分析；电子探针；原位表征技术；原子探针中图分类号：TG146 文献标志码：A 文章编号：1673-9981（2024）02-0248-13引文格式：李明阳，杜艳华.先进表征技术在锆合金显微组织研究中的应用进展［J］.材料研究与应用，2024，18（2）：248-260. LI Mingyang，DU Yanhua.Application Progress of Advanced Characterization Techniques in Microstructural Studies on Zirco‐nium Alloys［J］.Materials Research and Application，2024，18（2）：248-260.0　引言锆及其合金材料具有较低的热中子吸收截面（锆的热中子吸收截面为0.18×10−28 m2，而Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb等锆合金的热中子吸收截面为（0.20—0.24）×10−28 m2），能够有效地减少中子吸收损耗，从而提高燃料利用率及核能经济性。

材料热处理技术Material&Heat Treatment2011年11月锆及锆合金具有良好的力学性能，高的热导率，尤其具有低的热中子吸收截面，故常被广泛应用于核工业当中。

随着近些年核电站的发展，对锆及锆合金性能的要求越来越高，常规的Zr-2和Zr-4合金在性能方面已很难满足新建核电站的要求，于是一些国家相继研发了新的锆合金，如俄罗斯的合金E635、法国的合金M5、美国的ZIRLO、德国的合金ELS和日本的NDA合金等，予以满足新一代核电站中组件的高燃耗、零破损和长寿期等要求，表1列出了几种常见锆合金的化学成分。

国内也相继研发了N18和N36锆合金，且已表现出了良好的性能[1-3]。

然而目前锆合金的腐蚀在核反应堆中依然面临着比较严峻的考验，不容忽视，因此提高锆合金的各项性能势在必行[4-6]。

1锆合金的腐蚀现有锆合金主要分Zr-Sn合金、Zr-Nb合金和Zr-Sn-Nb合金。

根据每种合金的不同性能，不同的动力堆所适用的锆合金不一。

金属的腐蚀一般分为均匀腐蚀和非均匀腐蚀两大类，其中非均匀腐蚀主要表现为疖状腐蚀，锆合金也不例外。

目前对锆及锆合金腐蚀机制的研究还未有统一认识，概括起来主要有以下5种[7]：①粒子扩散：锆合金中氧是扩散粒子，而氧又是最易迁移的粒子，所以锆合金上的氧化膜很容易生长，导致锆合金失效；②氧化膜结构演变：随氧化的加剧，起初四方核级锆及锆合金腐蚀性能研究现状刘鹏1,杜忠泽1,马林生2,王快社1(1.西安建筑科技大学冶金工程学院,陕西西安710055;2.国核宝钛锆业股份有限公司,陕西宝鸡721000)摘要：通过对已有成果的总结，对锆合金的工作环境做了简单的介绍，主要概括了锆合金的腐蚀性能。

根据现有的数据，从添加合金元素、反应堆水化学、热处理制度及表面处理等方面对锆合金的腐蚀性能做以介绍，并对锆合金的发展提出建议。

关键词：锆合金；腐蚀性能；合金元素；水化学；热处理制度；表面处理中图分类号：TG146.4+14文献标识码：A文章编号：1001-3814(2011)22-0022-03Study Status of Corrosion Properties of Zirconium and Zircaloy in Reactor LIU Peng1,DU Zhongze1,MA Linsheng2,WANG Kuaishe1(1.Metallurgical School,Xi'an University of Architecture and Technology,Xi'an710055,China;2.State Nuclear Baotai Zirconium Industry Company,Baoji721000,China)Abstract：Based on the summary of previous research,the working class environment of zirconium alloy was simply introduced.The corrosion properties of zircaloy were summarized mainly.According to the results of research,the corrosion properties of zircaloy from addition alloying element,reactor water chemistry,heat treatment regime and surface treatment were introduced.Finally some suggestions were proposed.Key words：zircaloy;corrosion properties;alloying element;reactor water chemistry;heat treatment;surface treatment收稿日期:2011-03-07基金项目:陕西省科技创新工程重大科技专项资助项目(13115)作者简介:刘鹏(1985-),男,陕西渭南人,硕士研究生,主要从事金属锆的性能研究;电话:135********;E-mail:lpcn1226@表1常见锆合金的化学成分(质量分数，%) Tab.1Chemical composition of routine zirconiumalloy(wt,%)合金Sn Fe Cr Ni Nb O S Zr+其他Zr-2 1.2~1.70.07~0.20.05~0.150.03~0.08---其余Zr-4 1.2~1.70.16~0.240.07~0.13<0.007---其余E635 1.30.35-- 1.0--其余E110----0.9~1.1--其余Zirlo0.8~1.10.09~0.13--0.8~1.20.105~0.145-其余M5----0.8~1.20.11~0.170.001~0.035其余Zr-2.5Nb---- 2.5--其余N18 1.00.30.1-0.3--其余N36 1.00.3-- 1.0--其余材料热处理技术Material &Heat Treatment 下半月出版结构氧化膜会转变为单斜结构的氧化膜，两种不同结构的氧化膜集中在一起，使得腐蚀速率急剧加大；③氧化膜缺陷：Zr-Sn 类合金氧化膜中会出现两类主要缺陷，一是有高形状比的裂纹，二是有几乎近似圆形的空洞，影响锆合金的正常工作；④氧化膜阻挡层：存在于氧化膜/金属界面处的一层致密的氧化锆阻挡层假象，其厚度相当薄，是厚度很易变化的残留体，易于腐蚀；⑤空位凝聚：锆合金中的空隙不可避免，而空隙导致氧化锆的表面增加，改变氧化锆的表面能可延缓空位的凝聚，降低腐蚀速率。

251管理及其他M anagement and otherTC19棒材横截面低倍组织缺陷分析李尚霖，马红征（西安汉唐分析检测有限公司，陕西 西安 710000）摘 要：TC19棒材检测中发现其横截面低倍组织在1/2半径处有一缺陷。

经过宏观形貌、显微组织、扫描电镜形貌、能谱分析以及HV 显微硬度等检测手段，确定了缺陷为金属氧化物夹杂物和氧、碳富集形成硬夹杂和硬偏析（粗大初生α相），并对缺陷的成因进行了分析。

关键词：TC19；缺陷；夹杂物；偏析中图分类号：TG146.23 文献标识码：A 文章编号：11-5004（2021）14-0251-2收稿日期：2021-07作者简介：李尚霖，男，生于1993年，汉族，陕西咸阳人，本科，助理工程师，研究方向：金属分析检测。

TC19钛合金名义成分为Ti-6Al-2Sn-4Zr-6Mo，属于马氏体α+β型钛合金[1]。

是美国20世纪开发的一种富β的α+β两相钛合金，是在Ti-6242合金(Ti-6Al-2Sn-4Zr-2Mo)基础上改型而成的，这种改型合金能更充分地发挥强化效果，是一种高强度、高韧性钛合金[2]。

一直以来，国内对TC19钛合金的研究报道较少，几乎无相关的科研和生产方面的资料。

为了更好的提升实用性能，本文研究了某TC19棒材的缺陷组织及成因。

1 实验与方法1.1 实验材料客户送检样品为φ90×L TC19钛合金棒材，检测过程中发现棒材横截面低倍组织在1/2半径处有一缺陷。

1.2 实验仪器JSM-6460钨灯丝扫描电子显微镜。

ZEISS Observer.A1m 光学金相显微镜观。

Via-F 数显维氏硬度试验机。

2 实验结果与分析2.1 宏观检验棒材横截面低倍组织宏观形貌见图1，图中方框位置有一缺陷，恰好处于棒材横截面1/2R处。

图1 棒材横截面低倍组织形貌2.2 显微组织在该TC19棒材横截面缺陷处取金相高倍试样，进行金相显微组织观察，棒材横截面基体显微组织形貌见图2，缺陷显微组织形貌见图3。

核级锆管超声合格率降低事件分析于军辉;丁岚;郭周强;李晓珊;王晨阳【期刊名称】《金属世界》【年(卷),期】2018(000)003【总页数】5页(P9-12,21)【作者】于军辉;丁岚;郭周强;李晓珊;王晨阳【作者单位】国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡 721013;国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡 721013;国家能源核级锆材研发中心,陕西宝鸡 721013;陕西省核级锆材重点实验室,陕西宝鸡 721013;国家能源核级锆材研发中心,陕西宝鸡 721013;陕西省核级锆材重点实验室,陕西宝鸡 721013;国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721013【正文语种】中文核电能源因占地面积小等优点在我国蓬勃发展。

锆因具有热中子吸收截面小、优异加工性能和良好的抗腐蚀性和力学性能，常用于水冷核反应堆的包壳管和结构材料[1]。

核级锆包壳管常用于包裹铀芯块的功能，若其管壁中存在超声缺陷，会造成包壳管的破损，进而导致一回路中检测剂量超标，直接影响核反应堆的安全和正常运行。

鉴于核级锆管在堆内承担着特殊作用，其产品的质量一直是核材料生产单位关注和研究的重点。

本文以核级锆管材料在生产过程中出现成品轧制超声监测合格率偏低的质量事件为例，利用故障树的方法对生产过程的人员、工艺、设备及原料进行分析和探讨，明确质量事件产生的原因，分析产生该事件的机理，采取了一定措施获得了有效的结果。

为加强核级锆管生产过程中的质量管理和过程控制、消除生产过程中的质量隐患，提升公司核安全文化理念奠定基础。

原因排查某公司使用锆合金管材首批产品的工艺流程进行后续产品的批量生产。

在首批后的第一个批次(以下简称问题批)的成品轧制过程中，该批次的超声监测合格率为58.3%，远低于首批成品合格率86.4%，主要表现为超声纵伤缺陷。

经过对成品超声纵伤缺陷的管材进行解剖，其内表面形貌如图1所示。

核级锆管的质量和安全是核反应堆安全和质量的重要保障，公司针对问题批次核级锆管合格率偏低的质量事件，停止了其余批次的生产，以首批生产时各方面的质量为基准，绘制故障树(如图2所示)进行排查[2]。