Zr-Sn-Nb合金包壳管氢化物应力再取向样品制备  

Preparation on Stress Reorientation Samples of Hydrides in Zr-Sn-Nb Zirconium Alloy Cladding Tube

作　　者：张天广[1,2,3] 李刚 李献军[1,2,3] 李恒羽 ZHANG Tian-guang;LI Gang;LI Xian-jun;LI Heng-yu

机构地区：[1]国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721013 [2]陕西省核级锆材重点实验室,陕西宝鸡721013 [3]国家能源核级锆材研发中心,陕西宝鸡721013

出　　处：《金属世界》2019年第3期21-24,共4页Metal World

基　　金：CAP1400先导组件用锆合金材料关键技术研究(2017ZX06002005)

摘　　要：锆合金作为核动力反应堆包覆材料和结构材料,在反应堆运行时处于高温、高压水中,锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时以氢化锆形式析出,会明显降低锆合金的塑性,氢脆的程度不仅取决于氢化物的数量,更取决于氢化物的形貌和取向。锆合金包壳管氢化物分布及应力再取向规律的研究具有重要的工程意义。文章通过建立模型,结合实验,对锆合金在氢氩混合气中渗氢形成的氢化物形貌特征及机理进行研究。结果表明:从进气口开始,沿水平直径方向,气体流速成抛物线递减,导致氢化物分布不均匀。在氩气中保温足够长时间,以低速率降温后,氢在锆合金包壳管中充分扩散,氢化物才能均匀分布。

关 键 词：Zr-Sn-Nb合金 氢化物 包壳管 样品制备 取向 应力 核动力反应堆 包覆材料 

分 类 号：TM623[电气工程—电力系统及自动化] TG146.414[一般工业技术—材料科学与工程]