變形量對Zr-4合金管材性能影響

供稿|劉蕾，華建社，于軍輝，李小寧，俞海平 / LIU Lei, , HUA Jian-she,YU Jun-hui , LI Xiao-ning , YU Hai-ping

內容導讀

鋯及鋯合金在核電站水冷動力堆的包殼管和堆芯結構材料中具有廣泛的應用前景。文章研究了變形量分別為55%和60%的Zr-4合金管材力學、均勻腐蝕及氫化物取向性能。結果表明：55%變形量的Zr-4管材的室溫拉伸性能中抗拉強度和屈服強度高于60%變形量的Zr-4管材。55%變形量的Zr-4合金管材的高溫(316 ℃)拉伸性能中抗拉強度、屈服強度以及延伸率波動小于60%變形量的的Zr-4管材。變形量為60%的Zr-4合金管材均勻腐蝕和氫化物取向因子測試結果略低于變形量55%的Zr-4管材。

隨著我國核電事業的發展，反應堆用核結構材料日益受到人們的關注。鋯及鋯合金的熱中子吸收截面小，且具有良好的加工性能以及同UO2的相容性，尤其在高溫水、高溫水蒸氣的服役條件下也具有良好的耐蝕性能和足夠的熱強性，因此在核電站水冷動力堆的包殼管和堆芯結構材料中存在著廣泛的應用前景[1-3]。為了進一步提高燃料的燃耗，降低核材料的循環成本，提高堆芯冷卻水溫以及改進反應堆的熱效率，本文研究了兩種不同變形量的Zr-4合金管材生產工藝的高溫和室溫下的力學性能、腐蝕性能以及氫化物性能，為選擇適宜的冷軋變形量提供了依據。

實驗材料及方法

實驗材料均為Zr-4合金管材，合金成分見表1。Zr-4合金管材材料進行變形量分別為55%和60%冷軋，經相同條件的退火、矯直、拋光等精整處理制備成試樣。按GB/T 228.1標準要求檢測管材的室溫拉伸性能；……