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淬火态Zr4合金高温水蒸气氧化性能研究开题报告
开题报告
题目:
淬火态Zr-4合金高温水
蒸气氧化性能研究
1毕业设计的综述
1.1题目背景及研究意义
众所周知,能源、信息和材料是现代社会发展的三大支柱,而能源发展也必须要有材料产业的支撑,因此能源材料的研究就显得尤为重要。
锆(Zirconium)的元素符号Zr,位于化学元素周期表中IV-B族,它的原子序数是40,是一中银白色的过渡金属。
锆的表面易形成一层氧化膜,具有光泽,故外观与钢相似。
有耐腐蚀性,但是溶于氢氟酸和王水;高温时,可与非金属元素和许多金属元素反应,生成固体溶液化合物。
锆的可塑性好,易于加工成板、丝等。
锆在加热时能大量地吸收氧、氢、氮等气体,可用作贮氢材料;锆的耐腐蚀性比钛好,接近铌、钽。
[1]锆主要以矿物形式存在于自然界,锆在地壳中锆的含量居第20位,比常见的金属铜、铅、镍、锌多,却被称为“稀有金属”,是因为制取工艺较为复杂,不易被经济的提取。
[2]
锆合金在300~400℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面(锆为0.18靶恩),对核燃料有良好的相容性,因此可用作水冷核反应堆的堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、支架和孔道管),这是锆合金的主要用途。
锆对多种酸(如盐酸、硝酸、硫酸和醋酸)、碱和盐有优良的抗蚀性,所以锆合金也用于制作耐蚀部件和制药器件。
锆与氧、氮等气体有强烈的亲和力,所以锆和锆合金还在电真空和灯泡工业中被广泛用作非蒸散型消气剂。
锆具有优异的发光特性,所以成为闪光和焰火材料。
锆合金的研究与应用进展与水冷反应堆的发展密切相关。
锆合金的研究始于50年代初,美国根据其核动力计划的需要相机研究了Zr-1,Zr-2,Zr-3和Zr-4,其中Zr-1和Zr-3因没有实际应用价值而被淘汰。
在Zr-1合金熔化时不小心带进了不锈钢,由此引起了一个具有良好腐蚀性能的Zr-2合金。
Zr-2合金自1955年首次服役于美国第一艘核潜艇上后,经过二十多年的考核证明其作为沸水堆和压水堆的燃料元件包壳材料,以及作为压力管材料运行是可靠的。
Zr-2中的Ni是造成Zr-2合金增多的主要元素,随着反应堆技术的发展,为了减少合金在运行过程中的氢化研制出无镍Zr-2,并增加了Fe元素以补偿Ni的减少进而得到了Zr-4合金,由于其抗氢脆性能优于Zr-2,60年代末,在压水堆上取代了Zr-2合金。
Zr-4合金被用作压水堆、重水堆和石墨冷水堆的燃料元件包壳材料,其运行经验是相当成熟的。
Zr-2合金是目前用作沸水堆的包壳材料。
除了美国系统的发展Zn-Sn系合金外,前苏联则系统的研究了Zr-Nb系合金,1959年下水的原子能破冰船用Zr1-Nb合金做燃料元件包壳材料。
Zr-2.5Nb是在Zr-1Nb的基础上发展起来的,用作CANDU反应堆的压管材料,这两种合金也有长期运行的经验[3][4]。
核反应堆是利用核裂变过程中所释放出来的巨大能量,通过核电设备最终转化成电能。
由于在反应过程中存在大量的辐射,具有很大的危害性,因此,核安全就成为发展核电工业所必须解决的首要任务。
在核电设计中,核安全的首道防线就是核燃料的包覆材料——包壳管,由它担负着防止核燃料泄漏的重要任务,要求在整个使用过程中不能发生破损,造成放射性外逸。
而包壳管在核反应堆中所处的工况条件非常恶劣,它承受着高温、高压和强烈的中子辐照,还要耐高硼水腐蚀、应力腐蚀和反应产物碘蒸气腐蚀等。
故对核燃料的包壳管材料提出严格的要求[5]。
在众多候选材料中,锆合金以其优异的核性能,成为核燃料包壳管的首选材料,并获得了令人满意的使用效果。
随着核反应堆技术朝着提高燃料燃耗,反应堆热效率和安全可靠性,以及降低燃料循环成本方向发展,对锆合金包壳材料的性能提出了更高的要求,包括腐蚀性能、吸氢性能、力学性能和辐照尺寸稳定性等。
为此,人们在提高锆合金性能方面进行了大量的研究工作,开发了一些新锆合金。
目前主要有低锡锆-4合金、美国西屋公司新发展的zirlo合金、日本的NDA合金和法国的M5合金等。
另外,还有俄罗斯的Zr-1Nb合金和E635合金等[6]。
核反应堆的结构部件有:
高压容器、高压水箱、高压外壳、管路系统、阀门、泵、热交换器、冷却剂冷凝装置等。
许多稀有金属如铍、钛、钒、钽、铌等均可用做结构材料,但锆属于最佳结构材料之一,这也是因为锆具有良好的核性能和适宜的机械特性。
如Zr-2合金适于作沸水堆结构材料,加拿大道格拉斯点反应堆的高压管和瑞士卢森斯堆的高压管均采用该合金等;Zr-4合金适于作压水堆和重水堆的结构材料,美国卡罗莱纳维尔吉尼亚堆的高压管、加拿大研制的重水堆中燃料束挡板和格架采用的是Zr-4合金[7]。
其它实例还有:
英国哈威尔原子能科学研究中心DIDO高通量研究反应堆中的压力管、压力容器末端罩子、压力容器盖子,压力器凸缘都是用Zr-2.5Nb制造,试样载体、水流分离管、试验箱、包套及包套盖都用Zr-2合金制成。
在美国均相试验反应堆一水溶液燃料反应堆的堆芯容器用的是Zr-2合金制造的梨形容器,容器直径1.28cm,壁厚7.94~9.53mm[8]。
锆也可作为反应堆的包套材料,如在运行的美国印第安-2原子电站的反应堆堆芯中装有39×372根外径为1.08cm的燃料棒,每根棒包有0.6mm厚的锆合金。
早期美国20MW的重水减速试验性沸水反应堆中使用了0.54t锆。
美国重水型反应堆蒸汽发生器用压力管为Zr-2或Zr-2.5Nb合金制成,管长3.96m,内径130.5mm,壁厚5mm。
而在钠冷试验反应中所有减速元件和许多反射元件都是用锆包覆的。
日本动力示范反应堆使用了内径(12.62±0.04)mm、壁厚(0.76±0.07)mm、长(912±5)mm的Zr-2合金管。
日本敦贺发电站沸水反应堆容量为375Mw,其堆芯中装有319个燃料组件,组件由49根长3.94m、外径14.5mm、壁厚0.92mm、质量约1kg的Zr-2合金管、燃料及槽箱组装而成;由于燃料管每5、8年更换一次,而槽箱要长期使用,必须考虑氢脆问题,因此采用厚2mm的Zr-4合金板制成,整个堆芯共用Zr-2合金管约15t,Zr-4合金板8.8t。
核燃料元件包壳锆合金是核动力反应堆的关键核心材料之一核动力的先进性、安全可靠性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。
法国法杰玛公司开发的Zr-NbM5锆合金具有良好的耐腐蚀和高温力学性能,常被用作核燃料的包壳材料。
但是,在反应堆中包壳的内壁常受到裂变产生的辐射和侵蚀,外壁受到高温高压水侵蚀、微动磨损和异物冲刷磨损。
为了使燃料棒能在高燃好条件下运行,同时又要延长换料周期,对燃料包壳表面的耐腐蚀性能和显微硬度提出了更高的要求。
核电作为一个经济、清洁和环保的能源,、在世界上得到大力发展。
我国自20世纪90年代建成秦山一期、大亚湾一期以来,迎来了核电大发展的时代。
相继建立了秦山二、三期和岭澳及田湾核电站等,使我国对锆材的需求逐年上升。
目前我国核电站所需锆材已高达190t,每年更换料达60t以上,到2010年每年更换料将达120t以上。
但目前更换所需的锆材均来自国外,还没有国产化。
锆合金材料因其良好的核性能和适宜的机械性能,在核电站作为包壳材料和结构材料得到了广泛的应用。
锆合金的热中子吸收截面小、导热率高、机械性能好,又具有良好的加工性能以及同UO2相容性好,尤其对高温水、高温蒸汽水也具有良好的抗蚀性能和足够的热强性,所以锆合金被广泛用作水冷动力堆的包壳管材料和堆芯结构材料,成为核电站的重要应用材料。
国内锆合金主要也用于核反应堆包壳管和结构材料[9]。
锆具有强的吸氢能力。
因此氢化锆是反应堆中优良的慢化剂。
目前氢化锆不仅已在许多核辅助动力系统中获得应用,而且已在许多反应堆尤其是研究性堆中获得应用。
一种进行飞行试验的核辅助动力系统一10A的堆芯装有37根氢化锆燃料细棒,含氢密度达到6.5×1022原子/cm3,在高温下该组合元件足够稳定。
德国拟建造的Karlsmbe(KNK)反应堆是惟一采用氢化锆减速的大功率动力堆,反应堆输出功率为20M,由钠冷却[10]。
1.2我国研究现况
锆在我国核工业上的应用取得了很大发展。
我国从1960年开始研究锆-2合金,从实验室的研制到规模化生产,经历了13年。
20世纪80年代,为解决秦山核电站用锆材,我国开展了锆-4合金管材的工业化生产的研究工作,从而使我国自行设计、自行建造的秦山核电站成功运行,结束了中国大陆无核电的历史。
并针对我国压水堆燃料元件包壳材料的腐蚀问题,开展了新锆合金的研究。
实验结果表明,所研制的新锆合金比锆-4合金具有更好的耐蚀性能,其堆外性能可与国外第3代锆合金相媲美。
但这期间我国的锆材生产同国外相比始终存在较大差距,没有形成专业生产厂家。
直到1999年西北锆管有限责任公司成立,我国才有了专业生产锆材厂家,年生产能力可达100t。
我国一直跟踪世界锆合金的发展,在改善Zr-4合金腐蚀性能及发展新锆合金方面都取得了不少研究成果,开发的N18(NZ2)和N36(NZ8)新锆合金,其堆外的耐腐蚀性能(均匀、疖状腐蚀)和吸氢性能都比Zr-4合金优良,焊接性能和力学性能也比Zr-4高,其他性能不低于Zr-4合金[11]。
我国开发的新锆合金有很好的抗水侧腐蚀的能力,其堆外综合性能优于Zr-4合金。
从实验室-中试-工业规模研制的新锆合金板材的显微组织、堆外腐蚀性能都具有重复性和稳定性。
新锆合金可作为核动力高燃耗、长寿期堆芯燃料元件包壳材料,在经过反应堆内辐照考验后就可以推广到工程应用。
锆材是核电站的重要应用材料,高质量的锆材可保证核电站的正常和安全运行。
为加快我国核电事业的发展,从20世纪80年代起,我国先后从法国引进了大亚湾核电站和岭澳核电站,从加拿大引进了秦山三期核电站,从俄罗斯引进了田湾核电站。
这些电站的建成,极大地促进了我国核电事业的发展。
但这些电站所需的锆材均来自国外,这种过分依赖于国外的局面,对我核电站来说是非常不利的。
如果国外停止了锆材供应,将会给我国的核电站造成每天近上亿元的损失。
因此核电站用锆材的国产化迫在眉睫。
只有实现我国核电站用锆材的国产化,才能自主地发展我国的核电事业,从而提高我国的综合国力[12][13]。
锆材的发展与核电市场息息相关,中国正在大力发展核电,市场前景看好,对锆的需求量非常大。
目前,核电国产化和降低造价是关键。
核安全和反应堆技术的发展对锆材提出更高要求,高性能锆合金的研究与开发是前沿课题;解决关键工艺技术、提高加工水平是中心环节;建设具有世界先进水平的锆管厂是锆材发展的重要举措。
我国锆矿产资源约居世界第9位,重建海绵锆生产线是发展核能的物质基础,因为锆材是国际上敏感的战略物资,属受控材料。
锆材的生产是一种高技术产业,中国是世界上少数几个掌握核用锆材生产技术的国家之一,形成了一整套产业体系,具有一定基础。
总体上看,中国锆材的研究水平与国外接近,而生产水平经过近年来的改造与建设已经有了长足的进步,其技术及装备水平已经达到世界先进水平。
需解决的问题除了重建海绵锆生产线外,还包括:
吨级铸锭成分调控技术;管材低温加工技术;锆合金变径导向管制造技术的标准化研究;锆材表面处理技术(包括表面改性技术);高性能新型锆合金应用研究及商业应用;产品质量的稳定化、均一化保障体系研究;板、带、条材生产技术及生产线的建设等。
总之,我国有矿产资源的保障,有庞大的核电市场,完备的研发和生产体系,较先进的技术水平,只要国家给予政策上的引导,我国一定能够成为锆材生产强国,并成为世界上一流的锆材研发和生产中心。
国际上核动力反应堆技术的发展趋势表明,燃料元件包壳材料都在不断采用各国自己开发的新型锆合金。
我国也应加大力度发展具有自主知识产权的新锆合金,加快应用研究,包括在反应堆内的辐照考验,以达到工程应用的目的,这对我国核体系的独立具有特别重要的意义。
[14]
1.3锆合金的优点
锆合金具有较低的热中子吸收截面,良好的机械强度和延展性,虽然锆是一
种活泼金属,高温下容易与氧、氮等气体反应,但由于其与水反应生成致密保护
膜,所以在高温高压水中,锆具有良好的抗蚀性。
因此,锆合金非常适合用作反
应堆中核燃料的包壳材料。
此外,尽管锆合金的生产工艺复杂,其生产成本较高(是不锈钢的4倍,镍基合金的2倍),但考虑到:
l)抗蚀性;2)长期中子辐照下的机械强度;3)中子的经济性;4)核燃料与包壳之间的化学相容性;5)反应堆换燃料及维护费用等方面因素,锆合金通常用作反应堆中的结构材料。
随着核工业的进一步发展,人们对核反应堆的安全性和经济性提出了更高的要求,即提出了零破损(ZeroDefeetGoal)、高燃耗(GoingBeyondCurrentBumupLimits)的目标。
因此世界各国都对现有的锆合金进行改进,以提高其综合性能。
这种努力大致可以分为两个方向:
其一是改变锆合金中合金元素的成分、比例和加工工艺;其二是对现有锆合金进行表面改性处理。
这两方面的努力都取得了一定的成果,有效地提高了锆合金的安全性和经济性。
[15]
1.4锆合金的发展及国际动态
自上世纪50年代发展的Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb和Zr-2.5Nb合金,到60年代投入商业应用以来,一直作为世界上核动力反应堆的堆芯结构材料,其使用性能是满足要求的。
然而,随着燃料循环周期的延长,导致锆合金包壳腐蚀量的增加,使得在80和90年代对这些合金的性能改进和更先进的锆合金开发成为发展方向。
通过对Zr-4合金进行合金元素成分调整、加工工艺优化研究,及锆合金腐蚀机理的研究,加深了对锆合金性能的认识,从而有了改进型Zr-4合金的应用,各种新型锆合金相继问世。
上世纪90代年末美国的ZIRLO、法国的M5、俄罗斯的E635已经投入商业应用,这些合金能满足约70GWd/tU燃耗的高要求。
德国开发的Zr-Nb-Sn-Fe-V合金在反应堆辐照燃耗达98GWd/tU,韩国、日本、中国等都在研究新型的锆合金,也得到了很好的研究结果。
2004年6月在瑞典召开的“锆在核工业中”第14届国际研讨会上,研究报告内容主要包括:
锆合金的基本冶金学、加工与制造、合金发展、力学行为、腐蚀和氢化、高温和瞬态行为、堆内性能、辐照效应、加工或性能的机理模型、失效机理、中长期储存性能等,其中对各种合金在加工和使用过程中的行为特征有了更深刻的认识,尤其在高燃耗下的辐照行为研究更加深入。
2005年10月在阿根廷召开的“高抗腐蚀锆基合金技术会议”上,讨论的内容覆盖了锆合金在反应堆运行中涉及的所有性能,包括基本的力学行为、加工织构的影响、加工与退火状态、氧化与吸氢机理、辐照对材料性能的影响尤其是在长期辐照下的行为、以及事故条件下包壳特性等。
[16][17]
国际上对锆合金的研究趋势表明,研究集中在改善性能的机理,以及在辐照条件下的行为,尤其是辐照对显微组织的演变,辐照生长和蠕变行为的研究。
新锆合金发展方向为多元化,特别关注在长燃料循环、高燃耗下的特征,挖掘锆合金的潜在能力,评价锆合金在更苛刻条件的使用性能。
[18]
2、本课题研究的主要内容和拟采用的研究方案、研究方法或措施
2.1本课题研究的主要内容
新型锆合金材料设计的重点是改善其高温耐腐蚀性能和抗拉强度。
提高锆合金高温耐腐蚀性能和抗拉强度的主要途径是改进其合金成分,开发新型锆合金。
近年来,国内外对于合金元素和制造工艺对锆合金性能,特别是对锆合金高温腐蚀性能进行了一些基础性的研究。
本文通过研究淬火态合金金在高温常压去离子水蒸汽中的腐蚀行为,通过扫描观察腐蚀后试样表面氧化膜的表面的形貌及氧化膜断口的形貌和成分,为用于400~500℃过热蒸汽循环堆以及超临界水堆的新一代高温锆合金打下基础。
主要研究内容为:
1.淬火态锆合金在高温水蒸气条件下进行氧化;
2.淬火态锆合金氧化膜和断口的形貌观察和成分分析。
2.2拟采用的研究方案、研究方法或措施
2.21研究方案
通过将淬火态锆合金试样,在400℃、450℃和500℃去离子水条件下进行氧化实验,检测试样表面氧化膜的厚度和耐腐蚀性能,并对试样进行微观分析。
(1)实验材料:
腐蚀实验样品分别从管材上切取三组,第一组材料外径9.5mm厚度1.26mm用在400℃氧化,第二组材料外径9.5mm厚度1.26mm用在450℃氧化。
第三组材料外径9.5mm厚度1.26mm用500℃氧化。
(2)仪器:
用天平精度为0.1mg热分析天平进行氧化实验测定,即氧化时间与单位面积增重之间的关系。
热分析天平是这次实验的主要设备。
所用的热分析天平如图所示。
它是采用金属张丝支撑天平横梁,横梁中心处固定一段安置光阑的直杆。
在光阑两边分别放置光源和光电元件。
当横梁偏离平衡位置时,由于光阑发生同步移动,光电元件感受到移动的方向和程度。
经由反馈线路传给平衡线圈一个附加电流,线圈与磁铁作用使直杆并带动横梁恢复到原来的平衡位置。
其中附加给线圈的电流和试样质量的变化成比例,经标定后输出的量即为试样质量的变化。
(3)试样制备:
首先将按照下列过程进行前处理:
1)线切割获得样品;2)丙酮除油;3)砂纸打磨切面(200#-800#砂纸);4)丙酮清洗;5)去离子水反复清洗试样表面,干燥备用。
6)分别进行称重,计算表面积。
热分析天平及立式电阻加热炉示意图
2.22研究方法
(1)腐蚀实验
将淬火态锆合金试样,在400℃~600℃去离子水条件下进行氧化试验,检测试样表面氧化膜的厚度和耐腐蚀性能,并对试样进行微观分析。
实验原理:
高温氧化实验是研究各种金属在高温环境下的氧化动力学及氧化机理的一种实验方法。
材料的氧化情况可以通过实验重量的增加或减少量,也可以通过反应过程中气体的消耗量来表示。
比较常用的方法就是计算实验氧化不同时间的单位面积增重计算该材料的氧化速率,称为热重分析法。
这种方法实际操作中也分为非连续称重法和连续称重法两种。
连续称重法则是通过连续能够自动记录数据的热天平来研究金属材料在高温介质下的氧化情况和氧化机理。
该方法可以得到连续的腐蚀(氧化)动力学曲线,但对设备的要求较高。
非连续称重法就是将测量过尺寸和重量的实验放入氧化设备中进行氧化,每隔一定的时间取出称重,得到若干的非连续的实验数据。
最后通过分析实验数据得到一条单位面积增重随氧化时间变化的氧化动力学曲线。
该方法简单易操作,对设备要求较低,适合多种氧化气氛,并可进行长时间的氧化实验。
本课题的高温水蒸汽腐蚀实验就是采取连续称重法。
(2)拉断
将试样放入液氮冷却,用两把钳子夹取,然后进行环向拉伸,直到将试样拉断。
由于条件有限,只能人工拉断,导致试样会有一定的磨损,但断口保持完好。
3、本课题前期已开展工作
前期的工作主要了解课题并进行文献查阅,制定试验方案,撰写开题报告。
4、完成本课题的工作方案及进度计划
第1-2周做前期准备,查阅相关资料,完成开题报告;
第3周开题答辩;
第4-7周完成设计方案,准备材料,进行试验;
第8周完成中期报告,中期答辩;
第9-12周对试验结果进行分析;
第13-14周整理试验结果并写出完整的毕业论文;
第15周毕业答辩。
指导教师意见(对课题的深度、广度及工作量的意见)
指导教师:
年月日
所在系审查意见:
系主管领导:
年月日
参考文献
[1]李献军.锆及锆合金概述.2011.2
[2]夏耀勤,王敬生.金属材料研究2000,26(4):
21
[3]弗罗斯特BRT主编.核材料,科学出版社,1999:
270.
[4]袁改焕,李恒羽.锆材在核电站的应用,中国有色金属报,2006,007,1.
[5]赵文金.核工业用高性能锆合金的研究,稀有金属快报,2004,23(4),15~16.
[6]李红英,刘建章.世界核电站的现状与展望[J].中国钼业,1997.
[7]稀有金属在反应堆中的应用前景,稀有金属,2000,3.
[8]陈桂辉.轻水堆核电站的原理与应用前景.福建能源开发与节约,1996
(1).
[9]白延祖等。
核动力工程[J],1980,1(4):
28
[10]陈春光.我国核电用锆合金材料产业化的现状与发展.上海有色金属,1998,19-53.
[11]SabolGP,KilpGR,BalfourMG.ZirconiumintheNuclearIndustry[A].8thIntSymp:
ASTMSTP1023[C].Philadelphia:
ASTM,1989.227~224.
[12]NikulinaAV,BibilashviliYK,MarkelovPP,etal.ZirconiumintheNucLearIndustry[A].11thIntSymp:
ASTMSTP1295[C].Philadelphia:
ASTM,19-96,785~804.
[13]MardonP,CharquetD,SenevatJ,etal.UpdateontheDevelopmentOfAdvancedZirconiumAlloysforPWRFuelRodCladdings[M],Portland:
ANS,1991,405~412.
[14]李佩志.我国锆合金的研究现状.西北有色金属研究院.1993.8
[15]周邦新,李强,姚美意等,扫描探针显微镜在错合金氧化膜显微组织研究中的应用,原子能科学技术,2003,37(增刊):
153
[16]喻杰,锆的核应用与我国锆材加工技术,机械制造报,09,47(537),49~50.
[17]张世超,许维钧,谢惠佑.材料保护[J],1997,30(10)
[18]周玉.材料分析方法[M],机械工业出版社,1999.
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