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济钢成功开发核反应堆安全壳用钢板

钢铁

经过半年的努力,山钢集团济钢首次按照美国ASME核电规范和标准,成功开发核反应堆安全壳用钢板SA738Gr.B,各项指标全部满足山东核电设备制造有限公司的要求,首批4张试验钢板已运往山东核电。

关键词: 核反应堆 , 安全壳 , 钢板 , 开发 , 济钢 , ASME , 设备制造 , 核电

不锈钢基体上制备Al2O3涂层的研究

汤梅 , 李弢 , 古宏伟 , 杨旭东

稀有金属 doi:10.3969/j.issn.0258-7076.2008.05.011

在核反应堆液态Li-Pb包层中,涂层的研究和发展是重要的内容.由于Al2O3涂层高电阻率的特性及与液态Li-Pb有良好的兼容性,所以成为陶瓷涂层中的最佳候选材料之一.采用射频磁控溅射法,在奥氏体不锈钢基体上制备了Al2O3涂层,并且研究了分别于800和1000℃进行热处理时温度对涂层的相组成、表面形貌、界面组织及绝缘电阻率的影响.结果表明,Al2O3涂层组织致密、均匀.经1000℃热处理后主要组成相为具有高温热稳定性能的α-Al2O3和少量的γ-Al2O3.不锈钢基体与Al2O3涂层层间界面结合良好可能是由于经退火处理后出现新生FeAl相,提高了涂层与基体的结合强度;涂层电阻率在1×1012～1×1014Ω·cm,绝缘性能良好.

关键词: 核反应堆 , 液态Li-Pb包层 , 涂层 , 热处理 , 电阻率

锆合金研究进展及我国核电站用锆材国产化的思考

袁改焕 , 卫新民

钛工业进展 doi:10.3969/j.issn.1009-9964.2011.06.005

综合评述了国内外核电站用锆合金材料的研究进展,重点介绍了目前国际上发展成熟的高性能锆合金:法国的M5合金、美国的Zirlo合金、俄罗斯的E635合金、日本的NDA合金及韩国的HANA合金.分析了我国在核电站用锆合金材料研制过程中存在的问题,以及我国核电用锆材国产化的难点.对我国核电用锆材的发展思路提出了几点建议.

关键词: 锆合金 , 核电站 , 核反应堆 , 国产化

锆合金陶瓷膜导热系数及其膜厚的确定

徐升 , 钱翰城 , 王书洪 , 李俊 , 韩翠红

表面技术 doi:10.3969/j.issn.1001-3660.2006.03.006

锆合金是一种新型的核反应堆用包壳材料.为测定锆合金经高频感应氧化后所获得的陶瓷膜导热系数及其膜厚,将锆合金包壳内装满蒸馏水后放入HS-4(B)型恒温浴槽,利用Advantech VisiDAQ软件纪录下包壳内水温由室温上升至60℃中水温变化的整个过程.然后对相关试验参数进行了分析,获得了氧化膜厚度与导热系数的关系曲线.最后,得出结论:锆合金包壳陶瓷膜厚度以2μm为宜.

关键词: 锆合金 , 导热系数 , 膜厚 , 陶瓷膜 , 包壳材料 , 核反应堆

轻水反应堆（LWR）用包壳材料研究进展

周军 , 李中奎

中国材料进展 doi:10.7502/j.issn.1674-3962.2014.09.03

轻水反应堆（LWR）是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能，优良的机械性能，较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能，被用作燃料包壳和堆芯结构材料，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展，对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求，综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说，锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材，开展新合金的研发，不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标；适时加大投入力度，强化条件建设，就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐，可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化；SiC 材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能，是一种极具应用潜力的材料，有可能成为第4代核反应堆的包壳材料，但还需投入大量研究。

关键词: 核反应堆 , 锆合金 , SiC , 包壳

SA-182F304钢的微观组织和拉伸性能分析与表征

王驰 , 冉广 , 雷鹏辉 , 陈芙梁

材料热处理学报

在20 ～600℃范围内对国产SA-182F304钢进行了温度效应下的拉伸行为研究.采用光学显微镜、透射电镜、扫描电子显微镜、XRD以及显微硬度仪对原始态和拉伸断裂试样进行了微观组织与微观化学分析与表征.试验结果表明,在晶粒度为5.5级的钢基体中分布着粗系、moy级别为1.5级的B类和细系、moy级别为1.0级的D类宏观夹杂物,分别占0.0317％和0.0158％,这些夹杂物容易出现在拉伸断口的韧窝处.钢基体中分布着大量平行与缠结的位错,析出相主要为FCC结构的Ti(Cr,Fe,Mn)2.屈服强度、拉伸强度和伸长率随着温度的升高而降低,而断面收缩率却保持在80％左右,表现出良好的塑性,断口以韧窝为主.拉伸导致了钢基体的显微硬度显著提高,比原始态钢的相应值提高了约一倍.显微硬度的增加来源于钢基体中的位错增殖,而非相变的结果,拉伸并没有导致奥氏体向马氏体发生明显转变.随着拉伸温度升高,奥氏体晶粒的回复加剧,位错密度逐渐降低,纤维状的组织明显降低.

关键词: SA-182 F304钢 , 拉伸性能 , 微观组织 , 核反应堆

核反应堆中防护包壳的研究进展

魏晓伟 , 沈保罗

稀有金属 doi:10.3969/j.issn.0258-7076.2002.04.016

综述了核反应堆中锆合金防护型包壳的研究进展.石墨或硅氧烷涂层包壳以及内衬锆或铜阻挡型包壳的广泛采用有效地阻止了PCI的产生,硅氧烷涂层的防护效果较石墨大,但制作这种包壳的成本较高;铜阻挡层防护作用较锆阻挡层低,已很少被采用.在这几种防护方法中,无论采用哪种方法都有效地阻止了PCI的发生,但有关防护机制和涂层及阻挡层锆合金包壳制作方法的研究还很少.为此,从涂层对裂变产物碘的影响和涂层及内衬金属与锆管内表面的结合等方面提出了今后的研究方向.

关键词: 核反应堆 , 防护锆合金包壳 , 研究进展

Fe-Cr-Mn（W, V）合金焊接热影响区的辐照损伤及诱发的晶界元素偏析

胡苯芙 , 木下博嗣 , 高桥平七郎

金属学报

采用电子束辐照研究裂变－聚变混合反应堆预选结构材料Ｆｅ－Ｃｒ－Ｍｎ（Ｗ, Ｖ）合金的焊接热影响区（ＨＡＺ）组织损伤, 测定损伤组织和晶界处的合金元素浓度变化. 实验结果表明：低温下剂达１０ｄｐａ, 合金奥氏体组织稳定, 未发现空洞形成和第二相析出；然而在高温下, 剂量达４．８ｄｐａ就明显出现低密度微小空洞, 并出现晶界移植现象. 其次, 在低温下, 晶界附近大尺寸溶质原子Ｃｒ和Ｍｎ贫化.

关键词: 辐照损伤 , null , null , null , null