资源目录
压缩包内文档预览：
编号：6085271
类型：共享资源
大小：980.50KB
格式：RAR
上传时间：2017-11-12
上传人：闰***
认证信息
个人认证
冯**（实名认证）
河南
IP属地：河南
20
积分
- 关 键 词：
-
退火
zr
合金
高温
水蒸气
氧化
性能
机能
研究
钻研
- 资源描述：
-
B退火态Zr-4合金高温水蒸气氧化性能研究,退火,zr,合金,高温,水蒸气,氧化,性能,机能,研究,钻研
- 内容简介：
-
开题报告题目：退火态 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。锆合金在 300400 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 2。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 34。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 7.949.53mm 8。日本动力示范反应堆使用了内径（12.620.04）mm、壁厚（0.760.07）mm、长（9125 ）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。 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 6.51022 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100 t。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。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 1213。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。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。1.3Zr-4 合金的应用在核能工业中.锆及其合金具有热中子吸收截 面小的突出优点。这就能够保证原子能反应 堆中有足够的热中子数量维持反应堆正常运转.除此以外，锆合金还具有加工性能好、耐腐蚀性较 高、机械强度适中等优点因此被广泛用作水堆的结 构材料，如包套材料、定位格架及端塞等，因而锆也被称为“原子时代的第一号金属” 瞄。1.4 合金主要元素的影响锆（Zr）：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,生成固溶体。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。锆的耐蚀性比钛好，接近铌、钽。锆与铪是化学性质相似、又共生在一起的两个金属，且含有放射性物质锡（Sn）：锡在常温下富有展性。特别是在100时，它的展性非常好，可以展成极薄的锡箔。锡的延性却很差，一拉就断，不能拉成细丝。锡不仅怕冷，而且怕热。在161以上，白锡又转变成具有斜方晶系的晶体结构斜方锡。斜方锡很脆，一敲就碎，展性很差，叫做“脆锡” 。白锡、灰锡、脆锡，是锡的三种同素异形体。铌（Nb）：铌的添加量达到使用温度下锆的晶体结构的固溶极限时，合金的耐蚀性最好。锆合金有同质异晶转变高温下的晶体结构为体心立方，低温下为密排六方1.5 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（Zero Defeet Goal） 、高燃耗（ Going Beyond Current Bumup Limits）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。1.6 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 1617。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 192.1 本课题研究的主要内容利用热分析天平，采用动态连续称重法对 Zr-4 合金在 450,500水蒸气条件下进行氧化试验，分析其氧化动力学规律，并利用扫描电镜观察氧化层形貌 20。2.2 拟采用的研究方案，研究方法或措施2.21 研究方案对 Zr-4 锆合金进行 450、500水蒸气氧化试验，分析氧化动力学规律，观察氧化层形貌,了解 Zr-4 的抗氧化性能.（1）实验材料合金 Sn Cr Fe O N Si C ZrZr-4 1.21.5 0.1 0.2 0.12 0.0060.007 0.04 0.01 其余（2）研究方法试验利用热分析天平连续称重法来测定 Zr-4 合金在高温水蒸气下的氧化行为，天平感量为 10.5g，用立式管型电阻炉加热，控温精度1。试样用镍铬丝系挂在天平下部，悬吊于加热炉管 (80mm700mm)的中部 (与热电偶测温端平齐)，炉管的下端与蒸发皿相连，水经过蒸发皿蒸发成为水蒸气，从炉管下端进入炉膛，再经炉管上端的小孔逸出。水纯度为 100 万欧，水流量为 290305ml/h。试样氧化温度分别为 450、500 。每个温度每种材料至少 1 个试样，每个试样氧化总时间为350h 左右。利用 Origin 软件对所得数据进行处理，绘制出单位表面积增重 y 与氧化时间 t 的氧化动力学曲线,并拟合方程；利用 FEIQuantan400F 型 SEM 观察氧化层微观形貌。2 实验结果与分析（3）主要记录数据1）氧化膜单位面积增重和时间的关系2）锆合金氧化层外观形貌3）金相分析3 本课题前期开展工作前期的工作主要了解课题并进行文献查阅，制定实验方案，撰写开题报告4 完成本课题的工作方案及进度第 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 完善设计方案，准备材料，进行试验；第 8 周 完成中期报告，中期答辩；第 9-10 周 各种性能的测定；第 11-12 周 对实验的结果进行分析；第 13-14 周 整理实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 李佩志.我国锆合金的研究现状J. 稀有金属材料与工程 ,1993,(04):7-16.2 赵文金,庞华.锆合金研究的国际动态A.中国核学会核材料分会.全国核材料学术交流会论文集C.中国核学会核材料分会 : 2006.3 薛淑娟,王云惠,赵文金,等锆合金及新锆合金的热膨胀 J.核动力工程,2004,(3):236-240.4 赵旭山.锆合金热力学数据库及应用D.北京有色金属研究总院,2012.5 袁改焕,李恒羽.锆材在核电站的应用N.中国有色金属报,2006.11-37.6 袁改焕,李恒羽,王德华.锆材在核电站的应用及前景J. 稀有金属快报,2007,(1):14-16.7 Perryman.Pickering Pressure Tube Crae king ExperienceJ.Nucl.Energy,1978,(2):17-95.8 Henri,Bailly,Denise,Menessier,Claude,Prunier.Reaetorsand Fast Neut
- 温馨提示:
1: 本站所有资源如无特殊说明，都需要本地电脑安装OFFICE2007和PDF阅读器。图纸软件为CAD,CAXA,PROE,UG,SolidWorks等.压缩文件请下载最新的WinRAR软件解压。
2: 本站的文档不包含任何第三方提供的附件图纸等，如果需要附件，请联系上传者。文件的所有权益归上传用户所有。
3.本站RAR压缩包中若带图纸，网页内容里面会有图纸预览，若没有图纸预览就没有图纸。
4. 未经权益所有人同意不得将文件中的内容挪作商业或盈利用途。
5. 人人文库网仅提供信息存储空间，仅对用户上传内容的表现方式做保护处理，对用户上传分享的文档内容本身不做任何修改或编辑，并不能对任何下载内容负责。
6. 下载文件中如有侵权或不适当内容，请与我们联系，我们立即纠正。
7. 本站不保证下载资源的准确性、安全性和完整性, 同时也不承担用户因使用这些下载资源对自己和他人造成任何形式的伤害或损失。
人人文库网所有资源均是用户自行上传分享，仅供网友学习交流，未经上传用户书面授权，请勿作他用。
川公网安备: 51019002004831号