- [檢測百科]分享：事故容錯燃料包殼材料在水化學環(huán)境中的動水腐蝕試驗2025年03月20日 11:13
- 在福島核電站事故中,鋯合金包殼材料與高溫蒸汽發(fā)生化學反應,釋放出大量氫氣,最終引起氫氣爆炸,暴露出普通鋯合金包殼材料在該事故工況下的缺點。之后,事故容錯燃料（ATF）成為國內(nèi)外研發(fā)熱點。相較于傳統(tǒng)鋯合金包殼材料,ATF包殼材料在正常運行工況下可以維持或提高燃料性能,并以其良好的耐蝕性、優(yōu)越的高溫力學性能在事故發(fā)生后相當長的一段時間內(nèi)維持堆芯的完整性,從而提供足夠的時間裕量來采取事故應對措施[1]。
- 閱讀（18） 標簽：
- [檢測百科]分享：SiC/SiCf復合材料包殼管在高溫高壓水中的應力腐蝕開裂行為2025年03月20日 10:03
- SiC/SiCf復合材料作為核反應堆燃料包殼候選材料,具有高溫強度優(yōu)良、高溫化學性能穩(wěn)定、熔點高、輻照穩(wěn)定性好、高溫蒸汽腐蝕動力低和抗高溫蠕變能力強等優(yōu)點[1-2]。SiC的中子經(jīng)濟性比鋯合金高25%[3],也不存在鋯合金的氫致破壞問題。SiC/SiCf復合材料能夠在一定程度上彌補單相SiC的脆性問題,提高其斷裂強度。
- 閱讀（17） 標簽：
- [檢測百科]分享： 鋯合金壓力電阻焊接頭熱影響區(qū)中第二相的組織特征2024年12月25日 10:56
- 核電安全是影響核電工業(yè)健康發(fā)展的重要因素。核燃料棒包殼管長期處在高放射性環(huán)境中,并且還要受到冷卻水的腐蝕,因此應具備良好的耐腐蝕與抗輻照退化性能。鋯合金具有熱中子吸收截面低、抗腐蝕和高溫力學性能優(yōu)良等優(yōu)點,是目前應用最廣泛的核燃料棒包殼管材料。
- 閱讀（15） 標簽：
- [檢測百科]分享：鋯合金壓力電阻焊接頭熱影響區(qū)中第二相的組織特征2024年12月11日 11:12
- 鋯合金具有熱中子吸收截面低、抗腐蝕和高溫力學性能優(yōu)良等優(yōu)點,是目前應用最廣泛的核燃料棒包殼管材料。一般在包殼管中裝填芯塊與彈簧后,會采用焊接方法對包殼管和端塞進行密封。包殼管與端塞的密封焊接頭是核燃料組件連接中性能要求最高的,具體的要求包括密封性、強度、耐腐蝕、耐沖蝕、耐振動和耐沖擊等。核電用鋯合金的焊接工藝方法主要包括壓力電阻焊、電子束焊、激光焊、非熔化極惰性氣體鎢極保護（TIG）焊等[2-4]。
- 閱讀（29） 標簽：
- [檢測百科]分享：Zirlo合金和M5合金的微觀組織和微區(qū)成分2024年11月12日 09:40
- 鋯元素的核性能優(yōu)異,熱中子吸收截面小,在蒸汽和高溫、高壓水中具有良好的耐腐蝕性能,同時還具有良好的加工性能和力學性能,被廣泛應用于核反應堆的包殼和結(jié)構(gòu)材料中。隨著核電技術(shù)的發(fā)展,對包殼-鋯合金的性能提出了更高的要求。各國都在研發(fā)新鋯合金,從20世紀80年代開始,新鋯合金的研究大大加快了鋯合金的發(fā)展進程,目前已經(jīng)應用的有Zirlo、E635、N18、N36和Zr-Nb-Cu系鋯合金等[1-3]。
- 閱讀（36） 標簽：
- [檢測百科]分享：FeCrAl合金顯微組織腐蝕方法比較2024年10月10日 12:51
- 新型核燃料技術(shù)創(chuàng)新研究可以進一步提高反應堆的安全性,該核燃料稱為耐事故燃料(ATF)。盡管FeCrAl合金的宏觀中子吸收截面面積要遠遠大于鋯合金,但FeCrAl合金在嚴重事故下具有良好的耐腐蝕性、優(yōu)越的高溫力學性能以及抗輻照損傷能力,FeCrAl合金被列為ATF包殼研發(fā)的候選材料之一。
- 閱讀（55） 標簽：
- [檢測百科]分享：核級鋯材生產(chǎn)現(xiàn)場質(zhì)量控制方法2024年09月20日 12:57
- 我國核級鋯材產(chǎn)業(yè)體系已經(jīng)初步形成，隨著新的鋯合金材料的研發(fā)以及我國自主知識產(chǎn)權(quán)的高性能核燃料組件的研制，我國核級鋯材將會得到更進一步的發(fā)展。質(zhì)量是產(chǎn)品的生命，是企業(yè)各項工作的綜合反映。
- 閱讀（32） 標簽：
- [檢測百科]分享：一種純鋯顯微組織的新型顯示方法2024年09月18日 10:24
- 對腐蝕溶液侵蝕經(jīng)化學拋光后的純鋯樣品的金相觀測平面采用陽極氧化的上膜工藝能夠在侵蝕后的金相觀測平面上形成一層氧化膜，更加有利于在金相顯微鏡下采用偏光方式觀察時獲得清晰的金相組織。
- 閱讀（19） 標簽：
- [檢測百科]分享：Zr-Sn-Nb合金包殼管氫化物應力再取向樣品制備2024年09月12日 09:52
- 鋯合金作為核動力反應堆包覆材料和結(jié)構(gòu)材料，在反應堆運行時處于高溫、高壓水中，鋯合金吸收的氫超過氫在鋯中的固溶度時以氫化鋯形式析出，會明顯降低鋯合金的塑性，氫脆的程度不僅取決于氫化物的數(shù)量，更取決于氫化物的形貌和取向。鋯合金包殼管氫化物分布及應力再取向規(guī)律的研究具有重要的工程意義。
- 閱讀（16） 標簽：
- [檢測百科]分享：退火對Zr-4合金包殼管組織和性能的影響2024年08月20日 13:37
- 本文研究了核電項目壓水堆燃料元件用φ9.5 mm Zr-4合金包殼管在工業(yè)化真空退火爐經(jīng)不同成品退火參數(shù)處理后的組織與性能的影響規(guī)律，對Zr-4合金包殼管在475℃/7.5 h、500℃/7.5 h、520℃/7.5 h、525℃/7.5 h、530℃/7.5 h和545℃/7.5 h退火后進行了室溫拉伸、高溫拉伸、CSR、晶粒度等性能研究。
- 閱讀（19） 標簽：
- [檢測百科]分享：工業(yè)級鋯及鋯合金性能研究現(xiàn)狀2024年08月09日 14:35
- 工業(yè)級鋯及鋯合金因在高溫高壓的環(huán)境中具有良好的力學性能和抗腐蝕性能，在化工、石油、航空領域中具有廣闊的應用前景。本文闡述了工業(yè)級鋯及鋯合金的合金化原理，分析了R60702和R60705在不同溫度下的力學性能，指出傳統(tǒng)石油、化工及醫(yī)療行業(yè)中使用的不銹鋼和鎳基合金結(jié)構(gòu)件或零部件已不能完全滿足苛刻條件下的工況需求，概述了工業(yè)級鋯及鋯合金在硫酸、醋酸、鹽酸等惡劣腐蝕環(huán)境及空間技術(shù)領域的應用和研究現(xiàn)狀。新型工業(yè)鋯已經(jīng)表現(xiàn)出優(yōu)異的綜合性能和巨大的應用潛力，因而核結(jié)構(gòu)材料生產(chǎn)加工研究者應進
- 閱讀（20） 標簽：
- [檢測百科]分享：外科植入鋯及鋯合金制備方法2024年07月19日 11:23
- 鋯及鋯合金材料具有良好的抗蠕變性能、拉伸性能、且耐高溫、無毒性、耐輻射、慣性模量小，接近自然骨，在人工關(guān)節(jié)部位具有良好的實用價值。
- 閱讀（32） 標簽：
- [檢測百科]分享：鋯合金管材氣體滲氫過程2024年04月11日 11:23
- 鋯合金具有優(yōu)異的核性能，它的熱中子吸收截面小，比許多金屬結(jié)構(gòu)材料低，堆內(nèi)輻照后，傳熱性能和抗腐蝕性能好，故鋯合金常用于核動力反應堆包覆材料和其他結(jié)構(gòu)材料[1]。由于鋯合金大量應用于水冷反應堆，其在高溫條件下與水蒸汽反應（Zr+2H2O→ZrO2+2H2）析出的氫一部分留于水中，一部分被鋯吸收，這就是“吸氫”現(xiàn)象。由于氫在鋯中的固溶度有限，一旦超出固溶度就會析出氫化鋯相，該相是脆性相，容易產(chǎn)生微裂紋，使材料韌性和強度降低，從而使材料變脆[2]。因此研究鋯合金在含有氫或水蒸汽的氣氛的性能具有重要的工程意義。
- 閱讀（25） 標簽：
- [檢測百科]分享：鋯合金板材焊接惰性氣體保護裝 置的改進和應用2024年02月20日 09:22
- 在核級鋯材加工產(chǎn)業(yè)鏈中，鋯合金帶材作為三代核電機組燃料元件定位格架材料，是核反應堆中的關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料。在加工生產(chǎn)過程中，需將鋯合金板材拼焊成卷后進行軋制，因此對焊縫質(zhì)量提出了很高的要求。鋯及鋯合金本身對于氧、氮、氫等的氣體雜質(zhì)非常敏感，受熱很容易與空氣中的氫、氧、氮發(fā)生化學反應，為減少焊縫表面氧化以及焊縫變形等缺陷，選用便于進行焊縫氣體保護的無填絲自動鎢極氬弧焊，利用較大口徑的焊槍噴嘴和焊縫上表面保護托罩及下表面充氬氣的方式進行空氣隔離。文章主要介紹了國核寶鈦鋯業(yè)股份公司改進連續(xù)焊接機組的焊機氣體保護裝置，以達到焊縫不被氧化目的，為鋯合金帶材工業(yè)化生產(chǎn)提供了技術(shù)支持。
- 閱讀（28） 標簽：
- [檢測百科]分享：鋯合金維氏硬度試驗的測量不確定度評定2023年12月12日 09:10
- 依據(jù) GB/T４３４０．１－２００９對鋯合金帶材進行了維氏硬度測試,并按照JJF１０５９．１－ ２０１２對測試結(jié)果進行了不確定度評定.結(jié)果表明:鋯合金維氏硬度測試的不確定度主要來源于壓 痕對角線長度測量、試驗力值測量、標準硬度塊不均勻度、硬度計自身不確定度等多個方面;當取包 含因子k＝２時,擴展不確定度U９５＝１５．８２HV,相對擴展不確定度U９５,rel＝７．８７％.
- 閱讀（21） 標簽：
- [檢測百科]分享：淬火冷卻速率對Zr-4合金顯微組織和耐腐蝕性能的影響2022年09月19日 10:27
- Zr-4合金是 核 反 應 堆 的 關(guān) 鍵 結(jié) 構(gòu) 材 料,通 常 用于核電站核燃料包殼管以及隔架、導向管、隔離 板等關(guān)鍵結(jié)構(gòu)。鋯合金包殼管在反應堆中受高溫 高壓冷卻水的腐蝕和沖刷,其冷卻水溫度在275~?325 ℃之間,壓力在16 MPa左右[1]。長期服役于 高溫高壓水 中 的 鋯 合 金 表 面 會 發(fā) 生 腐 蝕,影 響 鋯 合金包殼管的安全可靠性,因此研究 Zr-4合金在 工作環(huán)境下的耐腐蝕性能對于反應堆的安全運行 具有重要意義。
- 閱讀（24） 標簽：
- [檢測百科]分享：基于聲發(fā)射技術(shù)的鋯合金微弧氧化涂層拉伸失效監(jiān)測2022年08月03日 10:04
- 摘 要:通過恒壓微弧氧化設備在鋯合金基體表面制備了微弧氧化涂層,運用聲發(fā)射技術(shù)對涂層試樣的拉伸過程進行實時監(jiān)測,通過聲發(fā)射特征參數(shù)的分析與拉伸斷口形貌的觀察,研究了涂層試樣的拉伸失效過程,并運用快速傅里葉變換識別了涂層拉伸失效的頻率特征。結(jié)果表明:微弧氧化涂層對鋯合金拉伸性能的影響主要表現(xiàn)在拉伸過程中的塑性階段;在拉伸過程中,涂層中的微裂紋隨機向各個方向擴展,導致涂層在塑性階段(132~222s)發(fā)生集中性剝離脫落現(xiàn)象,且試樣斷裂前涂層已基本從基體上脫落,僅在斷口的局部區(qū)域零
- 閱讀（33） 標簽：
- [國檢動態(tài)]美國工程院院士Peter L.Andresen博士蒞臨公司指導材料環(huán)境試驗2019年12月13日 10:19
- 2019年11月1日，通用電氣全球研究院前首席科學家、美國工程院院士、浙江國檢院士專家工作站Peter L.Andresen博 士蒞臨國檢檢測-交大材料環(huán)境可靠性檢測與評價技術(shù)聯(lián)合研發(fā)中心參觀指導。 材料與環(huán)境可靠性分析是針對能源、化工、海洋工程領域的材料服務特點開展的測試項目。試驗內(nèi)容一般包括高溫高壓 水環(huán)境試驗、scc應力腐蝕檢驗、沸騰氯化鎂實驗、鋯合金腐蝕試驗、海水腐蝕試驗、均勻腐蝕試驗等。 PeterL.Andresen博士對試驗過程進行了指導
- 閱讀（131） 標簽：
浙公網(wǎng)安備 33042402000106號
