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锆管的工艺特点

作者: 小编 | 发布日期:2021-08-25 17:06:54       浏览次数: |

工艺特点

(1)锆和气体的亲和力很强,它与氧、氢、氮分别在约200、300和400℃开始反应,较高的温度下反应迅速,因而熔铸、热处理都要在真空炉内进行。在大气中进行热加工时,应采取妥善的保护措施,并且缩短高温下的操作时间。

(2)锆与模具的摩擦系数较高,容易粘附于模具表面;塑性变形的热效应显著,加工时要求有良好的润滑条件。

(3)加工规范对产品的使用性能具有较敏感的影响。尤应注意控制成品前的冷加工和热处理工艺,以满足使用要求。

(4)管棒材的尺寸精度和表面质量要求很高。所以,工艺装备应有良好的精度,工模具设计和制作应先进合理。

熔铸

加工管棒用的铸锭以海绵锆为原料。核动力工程用材料的锭子,要以核级海绵锆为原料,并应严格限制Hf、B、Cd、U等20多种杂质元素的含量。合金元素可以以高纯金属或母合金等形式加入。

海绵锆和合金元素一起被压制成棒状电极,在真空自耗电极电弧炉内进行两次熔炼,可获得组织致密、成分均匀的铸锭。压制棒状电极之前,海绵锆与合金元素应该大体上均匀混合。压制的电极应有适当的致密度。二次熔炼所得的锭子,表里各处的化学成分都应在规定的范围之内。

熔铸锆锡合金时,为了避免低熔点合金元素(Sn)在第一次熔炼时可能超前流淌,合金元素以母合金的形式加入,比以纯金属加入更有利于锭的成分均匀。熔铸锆锡合金用的是Zr—Sn—Cr—Fe或Zr—Sn—Cr—Fe—Ni母合金。熔炼锆铌合金锭时,合金元素以Zr—Nb母合金的形式加入,比以纯铌加入较容易避免难熔元素(Nb)的偏析。

母合金通常用真空非白耗电极电弧炉炼制。真空自耗熔炼法制备的锆合金锭一般重约几百公斤,它的成分均匀性容易控制,也适合塑性加工的需要。当代熔铸技术的进步已能生产超过1t重的均质大锭。

锆及其合金感应熔炼铸造技术已开始步入实用化阶段。此法的技术困难是克服坩埚材质对锆的污染,解决办法有:采用复合涂层坩埚或冷坩埚感应熔炼以及采用凝壳铸造等工艺措施。例如,脉冲反应堆用的锆铀合金棒既可用2~3次真空自耗熔炼铸锭再挤压的方法制取,也可采用真空中频感应炉直接铸棒。

塑性加工锆合金管棒的毛坯用热锻、热挤压等方法制备,热加工塑性良好,变形抗力不很高。

光锭锻造前用箱式电炉加热。为了减少高温氧化,锭子可用玻璃涂层保护。当用燃油炉和煤气炉加热时,加热应在中性或微氧化性气氛下进行,避免火焰直射锭表面。大变形量的锻造在β相(体心立方)进行,精锻在α相(密集六方)的高温区进行。锻造设备选用空气锤、蒸汽锤、油压机均可。

管坯和棒坯采用包套挤压法制取。常用紫铜做包套,以起改善润滑和避免锆高温氧化的作用。铸锭和锻件都可以做挤压坯。用箱式炉或工频炉加热,加热温度控制在α相的偏中高温度区。

一般用锥形模挤压,以保证挤出件的铜包皮连续与完整。挤前加热的温度上限是包套材质与锆可能产生共晶物质的最低温度(查Cu—Zr二元相图可知),以免恶化挤出件表面。例如,包铜套挤压锆及其合金时加热温度应低于885℃。进行高温无包套挤压时,可用玻璃浴炉或盐浴炉加热光锭。

管棒材成品用冷轧、旋转锻造、旋压、拉拔等冷加工方法生产。锆及其合金冷加工时的塑性良好,变形抗力中等,冷加工性能近似低碳钢,但是难于润滑而容易粘模,对拉拔坯料要进行表面磷化或氧化处理。为了得到理想的表面质量,管材一般不用拉拔而用冷轧法生产。

对于核燃料元件的包壳管,用量多要求高,可用二辊或多辊式冷轧管机组轧制。欧美各国多用二辊式冷轧管机生产锆合金管。压水堆用锆合金包壳管的尺寸范围是声φ6~15mm×0.4~0.7mm。做燃料元件端塞的棒材通常也不用冷拔法生产,而且挤制的棒坯再经冷旋转锻造制得。端塞的直径与包壳管的外径相同,棒材成品规格应留有端塞机加工的裕量。

半成品管末次中间退火之后的终轧应以减壁为主,终轧减壁率与减径率的比值(Q)必须大于1。对于Q>1的管子在织构分析时看到,金属晶体六方点阵的C轴几乎平行于管子直径。

这种成品管子在反应堆内工作吸氢以后,取样做横截面金相分析时,可以看到氢化物的分布位向大体上呈切向。氢化物的这种切向分析有利于管子抗裂。而Q<1的管子,氢化物则近乎径向分布。因此,管子末次中问退火后到成品规格前轧管的Q值应≥2~3。

热处理

在真空度1×10-2~1×10-3 Pa的真空炉内进行。有保护涂层或包皮完整的厚尺寸工件才允许在大气中快速热处理。锆锡合金管棒的中间退火温度约700℃,再结晶大约始于500℃,于600℃时晶粒明显变粗。成品管材的消除应力退火为450~500℃,成品管材的再结晶退火为530~600℃。

把锆锡合金的最后一次中间退火改为加热到β相或α相高温区急冷,再经最终冷加工和成品热处理得到的成品管材,抗腐蚀性能更优,其原因可能是成品管金相组织中的第二相细小弥散分布,并且增加了合金元素在α—Zr基体中的固溶含量。反应堆的运行情况表明,进行过上述热处理的锆锡合金管,作为核燃料元件的包壳管,可以缓和燃料包壳在反应堆运行中产生疖状腐蚀的性状。但是,因为管子淬火炉制造的困难和管子淬火后表面清洁处理的困难,半成品管子淬火在工业上不易实施,所以生产者往往只在锻后或挤压前,把块状坯料进行β相或α相高温区加热急冷处理,虽然这样处理的效果稍差,但仍可优化耐腐蚀性能。

锆铌合金是热处理强化合金,进行淬火—冷加工时效处理也可提高耐腐蚀性能。

产品性能检验 核用管棒材出厂前要考核化学成分、腐蚀性能、力学性能、表面质量、氢化物取向、金相组织、尺寸偏差、无损探伤等项指标,保证管棒材的化学成分、腐蚀性能的指标都相同,力学性能指标相近。锆材的热中子俘截面很小,是优良的核物理特性之一,由材质的化学成分予以保证。锆锡合金管棒的热中子俘截面不大于0.24b,纯锆管棒的不大于0.18b。此外,抗辐照生长的能力较优,是锆材的又一核物理特性,它除了与反应堆工况有关之外,还与锆材的冷加工量及晶体织构有关。

锆锡合金管棒出厂前应取样,在400℃、10.3MPa水蒸气中进行3天或14天的腐蚀试验,并测出3天的增重应小于22mg/dm2,14天增重应小于38mg/dm2,表面生成黑亮色的保护膜。出厂的再结晶态锆锡合金管材的力学性能是:室温强度极限≥413MPa,屈服强度≥241MPa,延伸率≥20%,高温强度及消除应力态管材的力学性能指标则由供需方协商规定。锆铌合金管棒虽比锆锡合金管棒的腐蚀增重量略大一些,而强度则较高些,也是压水型核反应堆使用的理想材料。

试验得知,锆及锆锡合金、锆铌合金在腐蚀试验之后的样品增重量通常可用经验式来描述:Δm=Ktn,或lgΔm=K+nlgt,式中的Δm表示增重(mg/dm2);t表示实验时间,K和n为特定系数。


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