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核级锆合金性能及其应用领域研究,核级锆,合金,性能,及其,应用领域,研究
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开题报告题目：核级锆合金性能及其应用领域研究开题报告填写要求1.开题报告作为毕业设计（论文）答辩委员会对学生答辩资格审查的依据材料之一。此报告应在指导教师指导下，由学生在毕业设计（论文）工作前期内完成。2.开题报告内容必须按教务处统一设计的电子文档标准格式（可从教务处网页上下载）填写并打印（禁止打印在其它纸上后剪贴），完成后应及时交给指导教师审阅。3.开题报告字数应在1500字以上，参考文献应不少于15篇（不包括辞典、手册，其中外文文献至少3篇），文中引用参考文献处应标出文献序号，“参考文献”应按附件中参考文献“注释格式”的要求书写。4.年、月、日的日期一律用阿拉伯数字书写，例：“2008年11月26日”。5.开题报告增加封面，封面格式：题目：宋体，加粗，二号；系别等内容格式：宋体，四号，居中。1、毕业设计（论文）综述1.1题目背景及研究意义金属锆位于化学元素周期表中第IV副族，原子序数为40，银灰色金属，粉末呈黑色，具有良好的性能，优于许多做结构材料的金属与合金。随着材料领域的发展，锆合金在工业领域内的应用也随着发展。锆合金作为结构部件和包壳材料被普遍用于核动力反应堆中。在过去的几十年里，处于能源和战略需求，各国都在积极开展各种核级锆合金材料的研究1。而我国现役核电机组堆芯结构使用的锆材绝大多数需要进口，且还没有一个具有中国自主知识产权的商用锆合金。堆芯结构用锆材的国产化，尤其是开发具有中国自主知识产权的新型锆合金已成为我国核电技术发展的迫切需要，对锆合金性能的研究领域应引起高度重视。1.2国外研究现状国外对锆合金的研究始于上世纪50年代。自从1947年美国早期的核动力计划提出后，在1953年应运而生Zr-1和Zr-2合金2。为了减少合金在使用过程中的吸氢，美国研制出了无镍锆-2合金，进而发展成Zr-4合金。但是，随着核动力反应堆技术朝着提高原料燃耗和降低燃料循环成本，提高反应堆，提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了性能要求，包括对腐蚀性能，吸氢性能和力学性能及辐照尺寸稳定等3，Zr-4合金已不能满足高燃耗及长寿期堆的要求，于是20世纪70年代起，一些国家在制定加深燃料燃耗、降低燃料循环成本规划的基础上，进行新锆合金的研究4，相继推出了一系列新锆合金，并不断推向工程应用。目前国际上成熟的高性能锆合金有：美国的ZIRLO合金不但用作PER-FORMANCE燃料组件元件包壳材料，而且也用作其组件的导向管和定位格架。法国法马通公司开发的M5合金已用作AFA3G燃料组件元件包壳材料5。俄罗斯开发的E635合金、德国的Els合金以及日本的NDA合金都具有比Zr-4和Zr-Nb合金更好的堆内辐照考验结果。从目前众多成熟的商用化锆合金来看，如何优化合金元素的含量和内部组织，提高耐腐蚀性，满足燃耗要求，延长换料周期是各国发展自主的高性能合金的途径和目标6-7。1.3国内研究现状20世纪80年代，针对国内压水堆燃料元件包壳材料的腐蚀问题，跟踪国际上新锆合金的发展趋势，我国开展了高性能锆合金的研究。从“八五”规划以来，高性能锆合金的研究列入了国家先进材料研究课题，中国核动力研究设计院、西北有色金属研究院、宝鸡有色金属加工厂等单位为此投入不少的力量。上世纪90年代开始，我国在进行改善Zr-4合金耐蚀性能研究的基础上，确定了大大优于Zr-4合金的N18和N36两种新锆合金8-9，其堆外性能可与国外第三代锆合金相媲美10。通过进一步研究，优化了合金成分和加工工艺，确定了两种新成份锆合金管、板、棒材工业化规模生产工艺，开展了与工程应用密切相关的性能和实验。这些研究成果对深刻认识新锆合金材料的性能以及推广新锆合金工程应用具有十分重要的意义。1.4对比总结我国在Zr-4合金生产研究基础上，开发了改进型Zr-4合金，其腐蚀性能显著改善，并积极开展新锆合金研究，开发出了Zr-Sn-Nb-Fe-Cr系合金，如N18、N36，并对其进行了组织与性能的研究，其性能明显优于Zr-4合金。国外已开发出比Zr-4和Zr-Nb合金更好的堆内辐照试验结果，也相继推出了一系列新锆合金。综合来讲，我国目前核用锆合金的研究水平与国外相当，但我国还未形成自己核电材料独立自主研究开发和试生产的有效体系，更缺乏入堆考验方面的支持，因而至今还未真正具有自主知识产权的合金诞生。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试验，达到工程应用的目的，以保障我国核工业的发展。2、本课题研究范围，研究的主要内容和结论2.1本课题研究范围（1）核级锆合金的研究意义，用途及国内外发展现状；（2）锆合金的性能；（3）锆合金的应用领域；2.2研究的主要内容2.2.1成分和织构锆的表面易形成一层氧化膜，具有光泽，外观与钢相似。通常锆矿石中含有杂质铪，核工业用锆需要去除铪元素，故需要花费的成本高，但从另一方面讲，使用核级锆可提高性能，保障运行的安全性，且减少了换料周期，所以核级锆的应用是必不可少的。锆合金的织构表现出不同程度的各向异性11，织构取向与线膨胀系数有良好的对应关系12。作为燃料包壳材料的锆合金，织构对力学性能（主要是屈服强度和蠕变性能）、碘致应力腐蚀开裂、氢化物取向分布以及辐照生长等性能的影响尤为重要。2.2.2耐腐蚀性能锆是一种活性金属，对氧有很高的亲合力，这就导致在室温的空气中会形成保护氧化膜，这层保护氧化膜使得锆及其合金具有优良的抗腐蚀性能，这点与钛类似，锆和钛的耐蚀性的不同是由于其氧化物的差异引起的。耐腐蚀性能的影响因素包括合金元素对锆合金腐蚀性能的影响13-15，水化学对锆合金腐蚀性能的影响，热处理制度对锆合金腐蚀性能的影响，表面预处理对锆合金腐蚀性能的影响。2.2.3吸氢性能锆合金用作核燃料包壳，在高温高压水中工作，锆与高温水反应生成氧化锆的同时放出氢，一部分氢被锆吸收，多余的氢将以氧化锆的形态析出而使锆合金变脆，由此产生的氢脆导致燃料棒的包壳沿轴向发生开裂的事故，涉及到核电站运行时的安全性。因而优化锆合金的成分和热处理制度，可提高锆合金的耐腐蚀性能，从而减少其吸氢量。Zr-4合金的吸氢与Zr(Fe,Cr)2第二相的大小和数量密切相关16。2.2.4力学性能锆合金屈服强度比断裂强度表现出更大的各向异性17。在包壳反应堆内的蠕变也是最重要的问题之一，其各向异性不仅仅与织构有关，还与显微组织有关18。高的抗蠕变能力可防止包壳软化及包壳在燃料柱上的坍塌。锆合金的蠕变机理有两种：位错和扩散。锆合金在低温和高应力条件下的蠕变通常被认为是位错攀移和位错滑移的叠加19。在高温和低应力条件下的蠕变速度与应力成正比，此时的形变主要是由应力作用下物质的定向流动造成的，因此改变材料的织构就可以在所需要的方向上调节材料的抗蠕变性能。此外，锆的可塑性好，易于加工成板，丝等。与钛相比，钛的比强度位于金属之首，但收缩强度低（即收缩时产生的力度），不宜做结构材料。2.2.5锆及其合金材料的应用锆是优秀核反应堆结构材料、核燃料包套材料、强耐蚀结构材料、生物医学材料和新型功能材料20，同时，锆在传统陶瓷工业中也有应用21。锆是一种稀有金属、具有惊人的抗腐蚀性能、极高的熔点、超高的硬度和强度等特性，被广泛用在航空航天、军工、核反应、原子能领域22。它与钛位于同一族性质相近，“神六”上使用的抗腐蚀性、耐高温的钛产品，其抗蚀性能远不如锆，钛的熔点1600左右，而锆的熔点则在1800以上，二氧化锆的熔点更是高达2700以上，所以锆作为航空航天材料，与钛相比具有独特的优越性23-25。由于锆在大多数有机和矿物酸、强碱和一些熔盐中有优异的耐蚀性，从而大大延长设备使用寿命，进而降低维修费用并大幅缩短停产时间。锆及其合金的重要应用是作为石油化学工业的结构材料26，还广泛用于各类耐蚀工艺设备中27，主要应用包括压力容器、热交换器、洗提器、冷凝器、汽提塔、反应容器、管道、槽、轴、搅拌器及其它机械设备如阀、泵、喷雾器、托盘、除雾器和塔衬料等，其化学过程包括过氧化氨生产、纤维生产以及磷酸、硫酸和苯乙烯的处理28-29。气体洗涤器、酸洗槽、树脂制造装置和煤的气化反应器是利用锆对有机酸具有良好耐蚀性的一些应用实例。另一个特别有用的优点是这种材料能够适应环境中酸性和碱性的交替变化30。2.3结论锆合金具有优异的性能，在众多领域可代替不锈钢作为核电站反应堆燃料包覆材料使用。锆在核能领域的应用早已崭露头角，用作现代化石油化学结构的锆及其合金材料有着相当广阔的发展前景。它与钛有许多类似点，如矿石形态都为氧化物，冶炼方法都是氧化物转化为氯化物，再用镁还原成海绵状金属。它们都是高熔点金属，在高温下为体心立方，低温下为密排六方结构。由于钛比锆难形成二氧化物保护膜，所以钛的吸氢量比锆多得多。作为优秀耐蚀材料的锆，国内外几十年实际应用已经证明，它是一种优异的、有竞争能力的结构材料。3、本课题研究的重点及难点，前期已开展工作本课题的重点在于锆合金的性能研究，分析前人的实验方法和过程，并进行整理和总结。前期的工作主要了解课题并进行文献查阅，制定研究范围和研究内容，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，查阅文献资料；第3-4周 完成开题报告，开题答辩；第5-6周 确定研究范围及内容，查阅中英文资料；第7-8周 参考前人研究方案和数据，对锆合金性能分析；第9-11周 汇集整理文献；第12周 完成中期报告，中期答辩；第13周 修改和完善资料，得出结论； 第14周 整理研究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 日注：1）正文：宋体小四号字，行距20磅，单面打印；其他格式与毕业论文要求相同。2）开题报告由各系集中归档保存。 3）开题报告引用参考文献注释格式可参照附录E“毕业设计（论文）参考文献样式”执行。不进入正文，可以作为附件放在开题报告后面。参考文献1 梁新宇,王立平,何敏.核级Zr-1Nb铸锭中Nb元素均匀性控制J.钛工业进展,2010,27(2):41-43.2 周邦新.核科学与工程,1995,15(3):242.3 赵文金,周邦新,苗志等著.我国高性能锆合金的发展.北京:原子能出版社,原子能科学技术.2001,30(6):19-23.4 赵文金,核动力工程J.2001,22(1):60-64.5 周静.国产M5合金组织与性能研究D.西安工业大学,2010.6 刘文庆,李强,周邦新,严青松,姚美意.热处理制度对N18新锆合金耐腐蚀性能的影J.核动力工程,2005年03期.7 刘文庆,李强,周邦新,严青松,姚美意.显微组织对ZIRLO锆合金耐腐蚀性能的影J.核动力工程,2003,24(1):33-36.8 赵文金,苗志,蒋宏曼等.Zr-Sn-Nb合金的腐蚀行为研究J.中国腐蚀与防护学报,2002,22(2):124.9 李强,刘文庆,周邦新.变形及热处理对Zr-Sn-Nb合金中Zr分解的影响J.稀有金属材料与工程,2002,31(5):389-392.10 李中奎,刘建章著.中国核用锆铪材料的现状和未来发展.稀有金属快报,2004,23 (5):10-14. 11 扎伊莫夫斯基,姚敏智译.核动力用锆合金M.北京:原子能出版社,1988:241.12 Kearns JJ.Thermal Expansion and Preferred orientation in ZicaloyR,WAPD-TM; 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