M5锆合金高温氧化行为研究Word下载.docx
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金耀华
2012年6月
毕业设计(论文)任务书
系别机电信息系专业金属材料工程班B080209姓名崔文俊学号B08020902
1.毕业设计(论文)题目:
M5锆合金高温氧化行为研究
2.题目背景和意义:
由于锆的独特的性能,现代核能发电的反应堆都是采用锆合金作燃料元件的包壳。
锆在核动力中的独特地位可以用“原子时代第一号金属”这个名称来表示。
但目前国内核电站所需的锆材均来自国外,这种过分依赖于国外的局面,对我核电事业来说非常不利。
如果国外停止了锆材供应,将会给我国的核电站造成每天近上亿元的损失。
因此核电站用锆材的国产化迫在眉睫。
锆合金的工作条件比较恶劣,研究锆合金在高温水蒸气下腐蚀的性能变化对其使用安全具有重要的参考价值。
3.设计(论文)的主要内容(理工科含技术指标):
1.M5锆合金高温水蒸气氧化试验;
2.M5锆合金动力学拟合;
3.氧化膜和断口的形貌观察和成分分析
4.设计的基本要求及进度安排(含起始时间、设计地点):
1-3周:
查阅资料,撰写开题报告
4-10周:
进行试验,撰写中期报告,翻译外文资料
11-15周:
进行试验和试验结果分析
16-18周:
撰写毕业论文,准备毕业答辩
5.毕业设计(论文)的工作量要求100天。
①实验(时数)*或实习(天数):
不少于15000字。
②图纸(幅面和张数)*:
③其他要求:
翻译外文文献一篇,不少于3000字;
参考文献不少于15篇,其中外文不少于5篇。
指导教师签名:
年月日
学生签名:
年月日
系主任审批:
说明:
1本表一式二份,一份由学生装订入册,一份教师自留。
2带*项可根据学科特点选填。
摘要
本文以M5锆合金包壳管材料为研究对象,包壳材料在核工业中内部用于装载核燃料外部与高温水接触,本课题对包壳材料M5锆合金在高温水蒸气条件下的腐蚀情况进行研究。
试验采用在立式管型电阻加热炉中加热至380℃和400℃去离子水中进行氧化360h,腐蚀增重采用热分析天平连续称重法,并利用SEM和EDS对氧化层的形貌和成分进行了观察分析。
试验结果表明:
M5高温水蒸气中腐蚀速率随温度的升高而升高。
动力学曲线符合抛物线规律,有较薄的氧化膜,M5锆合金主要元素成分有C、O、Al、Zr元素,其中O和Zr的含量最大。
关键词:
M5锆合金;
包壳管;
水蒸气;
高温腐蚀。
M5zirconiumalloyhigh-temperaturebehaviorofoxidation
Abstract
M5zirconiumalloycladdingmaterialforthestudy,Claddingmaterialusedtoloadnuclearfuelinthenuclearindustryintheinternalexternalandhigh-temperaturewatercontact.Thistopiconthecorrosionofthecladdingmaterialinhightemperaturewatervaporundertheconditionsofstudy.Testusingthevertical-tuberesistancefurnaceheatedto380℃and400℃deionizedwateroxidation360h,Corrosionweightgainandthermalanalyticalbalanceforweighingmethod,andusingSEMandEDSwereobservedandanalyzedthemorphologyandcompositionoftheoxidelayer.
Theresultsshowedthat:
M5high-temperaturewatervaporcorrosionrateincreasedwithincreasingtemperature.Thekineticcurvesoftheparabolicratelaw,athinoxidefilm,M5,zirconiumalloyelementalcompositionofC,O,Al,ofZrelement,OandZrcontent.
Keywords:
M5alloy;
Claddingtubes;
Hightemperaturecorrosion;
HighTemperatureCorrosion
目录
1绪论1
1.1选题背景及意义1
1.2国内外研究概况4
1.2.1国际锆材的发展状况:
5
1.2.2我国锆材的发展状况:
6
1.3锆合金在核工业的发展及应用7
1.3.1锆合金的优点7
1.3.2锆合金的发展及国际动态8
1.3.3锆合金的均匀腐蚀9
1.4锆的合金化10
1.4.1锆的合金化原理10
1.4.2合金元素的作用10
1.5发展前景12
1.6氧化介质下高温腐蚀的影响14
1.7课题研究的主要内容15
2试验原理及试验方法16
2.1腐蚀试验16
2.1.1高温氧化试验原理16
2.1.2试验材料16
2.1.3试样制备16
2.1.4试验设备和工艺参数16
2.1.5试验仪器17
2.2拉伸试验18
2.2.1试样制备18
2.2.2拉伸试验18
2.3微观形貌和成分分析18
3试验结果与分析19
3.1M5锆合金氧化动力学实19
3.1.1氧化动力学试验结果19
3.1.2氧化动力学曲线拟合20
3.2锆合金氧化膜表面微观形貌分析22
3.3锆合金氧化膜的断口的微观形貌分析25
3.4锆合金氧化膜的组成成分分析28
3.5锆合金氧化层断口处的组成成分分析30
3.6锆合金氧化膜元素线谱32
4结论35
参考文献36
致谢38
毕业设计(论文)知识产权声明39
毕业设计(论文)独创性声明40
1绪论
1.1选题背景及意义
众所周知,能源、信息和材料是现代社会发展的三大支柱,而能源的发展也必须要有材料产业的支撑,因此能源材料的研究就显得尤为重要。
中国能源资源人均占有量较少,能源资源结构不尽合理,能源资源分布与生产力布局不平衡。
在常规能源的使用过程中,主要是化石燃料燃烧释放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等,这些有害气体造成的“温室效应”,使地球气温升高,造成气候异常,加速土地沙漠化过程,给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响。
而核电站不排放这些有害物质,核电作为清洁能源,其基本特性决定了在应对能源挑战中有能力发挥无可替代的重要作用。
锆(Zirconium)的元素符号Zr,位于化学元素周期表中IV-B族,它的原子序数是40,是一种银白色的过渡金属。
锆的表面易形成一层氧化膜,具有光泽,故外观与钢相似。
有耐腐蚀性,但是溶于氢氟酸和王水;
高温时,可与非金属元素和许多金属元素反应,生成固体溶液化合物。
锆的可塑性好,易于加工成板、丝等。
锆在加热时能大量地吸收氧、氢、氮等气体,可用作贮氢材料;
锆的耐蚀性比钛好,接近铌、钽[1]。
锆主要以矿物形式存在于自然界,锆在地壳中锆的含量居第20位,比常见的金属铜、铅、镍、锌多,却被称为“稀有金属”,是因为制取工艺较为复杂,不易被经济地提取。
另外,在已发现的40多种锆铪矿床中,具有工业开采价值的只有10种左右,用于工业生产的仅有锆英石和斜锆石两种。
纯锆是一种银白色难熔金属它的熔点是1855℃,在室温时的密度为6.5g/cm。
锆属于有相变的金属,在温度-273~862℃之间,锆具有密排六方晶体结构,在862℃转变为体心立方结构,并一直保持此结构到熔点。
锆在25℃时的点阵参数经准确测量值为a=3.23118*10-10m;
c=5.14634*10-10m;
c/a=1.59271。
非合金化纯锆属于塑性很高、强度较低的金属之列。
特别纯的锆具有最佳的耐腐蚀性能。
锆的腐蚀速率受到杂质含量的影响,当锆中含有很少量的一些杂质如氮、碳、铁、铝、硅和其它杂质时,锆就会开始腐蚀。
因而在锆中添加一种、两种或更多的合金元素来抵消杂质
的有害作用,虽然降低了超纯锆的腐蚀性,但降低了成本,从另一方面提高了锆合金的耐蚀性。
然而,锆合金化的必要性不只是为了提高耐蚀性。
锆管承受很大的应力,通常是双轴应力;
又在运行过程中,由于回路部件的腐蚀产物、硬度盐等等沉积于管上燃料元件包壳管产生过热。
在这样的运行条件下,要求锆管在温
室到运行温度(300-380℃),以及在轻水堆设备失去情况下直到1000-1200℃的范围内具有高的机械性能;
高的屈服极限和强度,最低的蠕变速度,高的持久性能和康疲劳断裂性能[2]。
锆合金在300~400℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面(锆为0.18靶恩),对核燃料有良好的相容性,因此可用作水冷核反应堆的堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、支架和孔道管),这是锆合金的主要用途。
锆对多种酸(如盐酸、硝酸、硫酸和醋酸)、碱和盐有优良的抗蚀性,所以锆合金也用于制作耐蚀部件和制药器件。
锆与氧、氮等气体有强烈的亲和力,所以锆和锆合金还在电真空和灯泡工业中被广泛用作非蒸散型消气剂。
锆具有优异的发光特性,所以成为闪光和焰火材料。
锆合金的研究与应用进展与水冷反应堆的发展密切相关。
锆合金的研究始于50年代初,美国根据其核动力计划的需要相机研究了Zr-1,Zr-2,Zr-3和Zr-4,其中Zr-1和Zr-3因没有实际应用价值而被淘汰。
在Zr-1合金熔化时不小心带进了不锈钢,由此引起了一个具有良好腐蚀性能的Zr-2合金。
Zr-2合金自1955年首次服役于美国第一艘核潜艇上后,经过二十多年的考核证明其作为沸水堆和压水堆的燃料元件包壳材料,以及作为压力管材料运行是可靠的。
Zr-2中的Ni是造成Zr-2合金增多的主要元素,随着反应堆技术的发展,为了减少合金在运行过程中的氢化研制出无镍Zr-2,并增加了Fe元素以补偿Ni的减少进而得到了Zr-4合金,由于其抗氢脆性能优于Zr-2,60年代末,在压水堆上取代了Zr-2合金。
Zr-4合金被用作压水堆、重水堆和石墨冷水堆的燃料元件包壳材料,其运行经验是相当成熟的。
Zr-2合金是目前用作沸水堆的包壳材料。
除了美国系统的发展Zn-Sn系合金外,前苏联则系统的研究了Zr-Nb系合金,1959年下水的原子能破冰船用Zr1-Nb合金做燃料元件包壳材料。
Zr-2.5Nb是在Zr-1Nb的基础上发展起来的,用作CANDU反应堆的压管材料,这两种合金也有长期运行的经验[3][4]。
核反应堆是利用核裂变过
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- M5 合金 高温 氧化 行为 研究