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1、第39卷增刊原子能科学技术Vol.39,Suppl.2005年7月AtomicEnergyScienceandTechnologyJuly2005我国高性能锆合金的发展赵文金,周邦新,苗志,彭倩,蒋有荣,蒋宏曼,庞华(中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室,四川成都610041)摘要:文章介绍锆合金开发与研究的现状,着重概述我国高性能锆合金的发展。我国在跟踪国际锆合金发展的同时,通过对改善锆4合金耐腐蚀性能的研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆4合金包壳材料,且开发了两种新型锆合金。新型锆合金的堆外性能研究结果表明,它们的抗疖状腐蚀和抗吸氢性能优于锆4
2、合金,其他性能好于或与锆4合金相当,综合性能明显优于锆4合金。关键词:高性能锆合金;开发与研究;堆外性能中图分类号:TG146414文献标识码:A文章编号:10006931(2005)S0000208DevelopmentofChineseAdvancedZirconiumAlloysZHAOWenjin,ZHOUBangxin,MIAOZhi,PENGQian,JIANGYourong,JIANGHongman,PANGHua(NationalKeyLaboratoryforNuclearFuelandMaterials,NuclearPowerInsti
3、tuteofChina,Chengdu610041,China)Abstract:Thecurrentsituationonresearchanddevelopmentofzirconiumalloysathomeandabroadissummarizedinthepaper.TheresearchresultsofChineseadvancedzirconiumalloysaremainlydescribed.Theresultsobtainedfromtheoutofpileperformancetestsontheseadvancedalloyscladdingmaterial
4、sshowthattwokindsofnewzirconiumalloyspossesssuperioroutofpilecorrosionresistanceincludinguniformandnodularcorrosion,andtheirhydrogenabsorptionratesarequitelowcomparedtothatofZi4.Andthesealloyshavedemonstratedsuperioroutofpiletensilestrength,burstandcreeppropertiesrelativetoZr4.Inaddition,the
5、thermalphysicalproperties,texture,SCCfortwoalloyswereexamined,whichalsoshowgoodresultscomparedwithZr4.Keywords:advancedzirconiumalloys;developmentandresearch;outofpileperformances1锆合金研究国际概况性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。核燃料元件包壳锆合金是核动力反应堆的在过去的30多年里,压水堆燃料元件包壳Zr4关键核心材料之一,核动力的先进性、安全可靠合金的堆内使用性能是令人满意的。随着核动收稿
6、日期:20050105;修回日期:20050205作者简介:赵文金(1953),男,四川剑阁人,研究员,核反应堆燃料及材料专业增刊赵文金等:我国高性能锆合金的发展3力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循2国内锆合金的发展环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的21Zr4合金方向发展,对关键核心部件燃料元件包壳材料我国在上世纪60年代和70年代分别研制锆合金的性能提出了更高的要求,包括腐蚀性出国产Zr2和Zr4合金后,相继对这两种合能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等,金的应用性能以及在工程应用中出现的问题展[11~16]其中,耐水侧腐蚀性能是问题的焦点。由
7、于开了广泛研究。如元件包壳柳叶状白Zr4合金已不能满足高燃耗及长寿期堆芯的条腐蚀问题,焊接热影响区的腐蚀白点和要求,因此,自上世纪70年代以来,许多国家都白环问题,包壳材料的氢化物取向分布问题[1~3]进行了改善Zr4合金的腐蚀性能研究。等,以及其力学性能、织构、腐蚀机理、热处理与研究途径包括改善燃料组件设计、调整和控制显微组织及第二相的研究等工作。其中,通过反应堆运行条件以及改善包壳材料的腐蚀性能对改善
