溫敦古，譚　軍，陳劉濤，鄒　紅，徐　楊，高長源

中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518026

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核用鋯合金包殼管內(nèi)壓爆破試驗及性能研究

溫敦古，譚軍，陳劉濤，鄒紅，徐楊，高長源

中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518026

摘要：在室溫及350 ℃和400 ℃下對核用鋯合金包殼管的兩種合金進(jìn)行了爆破試驗，并對爆破試驗的數(shù)據(jù)進(jìn)行了分析研究．研究結(jié)果表明：針對不同試驗溫度，二種合金的爆破強(qiáng)度隨溫度的升高而降低，且2號合金的爆破強(qiáng)度優(yōu)于1號合金的；通過對爆破的破口形貌進(jìn)行觀察發(fā)現(xiàn)，相對室溫爆破，350 ℃和400 ℃下包殼管的腫脹較大，破口開裂較小，破口生長方向與管材軸向成一定角度，破口均為韌性斷口．

關(guān)鍵詞：核用鋯合金；包殼管；爆破性能

隨國內(nèi)在運核電站及在建核電站數(shù)量的不斷增加，核安全備受公眾關(guān)注[1-2]．核電站設(shè)計有多道安全屏障，實際上核燃料包殼管是第一道核安全屏障，包殼管對鈾陶瓷芯塊起到包覆作用，使鈾與冷卻劑隔離，并在中間起到傳熱作用，該包殼管稱之為燃料棒．同時，燃料棒的另一個重要作用是將軸裂變產(chǎn)物保留在包殼管里，使之不泄露，因此包殼管是第一道核安全屏障．核電站運行期間，由于裂變氣體的釋放及芯塊與包殼管相互作用等原因[3]，使燃料棒承受的內(nèi)壓持續(xù)增加，反應(yīng)堆安全運行與包殼管的耐壓性能密切相關(guān)．根據(jù)現(xiàn)行核安全準(zhǔn)則，燃料棒在整個生命周期里必須保證其結(jié)構(gòu)的完整．內(nèi)壓爆破試驗是體現(xiàn)包殼管承壓性能的有效辦法，因設(shè)備條件所限，國內(nèi)高溫爆破試驗開展尚少[4-5]．

本文對核用兩種鋯合金包殼管進(jìn)行了室溫和高溫下的爆破試驗，并對核用鋯合金包殼管內(nèi)壓爆破試驗數(shù)據(jù)進(jìn)行了分析，同時也對合金管的性能進(jìn)行了研究．

1試驗部分

1.1試驗樣品

試驗使用的樣品為兩種鋯合金成品包殼管，分別命名為1號合金和2號合金．在管材上截取固定長度，試樣長度沒有標(biāo)準(zhǔn)要求，對于內(nèi)壓爆破試驗一般要求長徑比大于10，本試驗的試樣長度為22 cm．試驗前使用千分尺對試樣的外徑和壁厚進(jìn)行測量，為提高測量精度，在試樣中間位置沿周向測量6個外徑值，取平均值作為試樣外徑值；在試樣兩端1 cm 的位置，沿周向各測量6個壁厚值，取平均值作為試樣壁厚，在這12個值中取最小值作為試樣的最小壁厚．包殼管的成分和規(guī)格列于表1，樣品實物圖如圖1所示．

表1包殼管的化學(xué)成分及尺寸規(guī)格

Table 1Chemical compositions and dimension specifications of cladding tubes

樣品合金成分w/%尺寸規(guī)格/mm外徑壁厚1號Zr-1Nb9.50.572號Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr100.7

圖1　包殼管樣品Fig.1　Samples of cladding tubes

1.2試驗方法

將測量后的試樣置于超聲波清洗機(jī)中清洗，以去除試樣在加工過程中殘留的潤滑油脂和其他表面污染物，在清洗過程中可加入少量的清洗液或用酒精清洗，可有效提高試樣洗清效果．

試樣準(zhǔn)備完成后，通過專用夾具，將試樣與內(nèi)壓爆破裝置高壓管道連接，該裝置為包殼管爆破測試專用設(shè)備，具備升壓速率可控、溫度和壓力在線監(jiān)測及爆破自動停機(jī)等功能，其爆破示意圖如圖2所示．爆破試驗參數(shù)主要有升壓速率和試驗溫度．參考標(biāo)準(zhǔn)ASTM B811[6]，升壓速率設(shè)置為13.8 MPa/min，試驗溫度根據(jù)試驗需要分別設(shè)置為室溫、350 ℃和400 ℃．考慮到樣品為二種，需進(jìn)行六組爆破試驗．在試樣管材中注入高壓硅油，待爆破后可在爆破裝置的儀表上讀出各試樣的爆破壓力．爐體冷卻后，從設(shè)備的高壓管道拆卸出試樣，針對試樣的爆裂口，進(jìn)行破口周長測量及觀察破口形貌．

為降低成本及減少注油量，可在試樣里插入芯棒，要求該芯棒的外徑比管材內(nèi)徑小0.25 mm以上，并在芯棒上開槽，以確保試驗時高壓硅油能快速注滿管體．對于高溫爆破試驗，試樣插入芯棒有利于加強(qiáng)試驗均溫效果．

圖2　包殼管爆破示意圖Fig.2　Burst diagram of cladding tube

2結(jié)果與分析

2.1爆破曲線

爆破過程中設(shè)備會自動記錄包殼管內(nèi)壓變化及持續(xù)時間，從而獲得爆破曲線．圖3為合金爆破曲線．從圖3可以看出，爆破曲線呈直線向上遞增趨勢，沒有出現(xiàn)波動，斜率保持恒定，說明在六組爆破試驗的升壓過程中壓力均保持遞增，升壓速率均保持穩(wěn)定，滿足了試驗要求．

圖3　內(nèi)壓爆破曲線(a)～(c)1號合金；(d)～(f)2號合金Fig.3　Burst curves of cladding tubes(a)～(c)No.1 alloy；(d)～(f)No.2 alloy

2.2爆破數(shù)據(jù)計算

試樣準(zhǔn)備時已對試樣的外徑和壁厚進(jìn)行測量，獲得每個試樣平均外徑和平均壁厚、最小壁厚．核用包殼管名義厚度為0.57 mm屬于薄壁管，管內(nèi)充壓后其受力情況適用內(nèi)壓薄壁容器力學(xué)模型來表述(圖4)，計算公式如下：

σθ=P·D/2t；

(1)

σm=P·D/4t．

(2)

式(1)～式(2)中σθ和σm分別為周向應(yīng)力和軸向應(yīng)力，MPa；P為管內(nèi)充壓壓力，MPa；D為試樣平均外徑減去平均壁厚，mm；t為最小壁厚，mm．

爆破數(shù)據(jù)計算結(jié)果列于表2．由表2可知，隨溫度升高，二種合金的爆破強(qiáng)度下降，成分為Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr的2號合金爆破性能優(yōu)于成分為Zr-1Nb 的1號合金．

圖4　包殼管爆破受力模型Fig.4　Burst mechanical model of cladding tube

樣品編號試驗溫度/℃平均外徑/mm平均壁厚/mm最小壁厚t/mm爆破壓力P/MPa周向應(yīng)力σθ/MPa1#-1室溫9.4580.5720.56182.4655.91#-2室溫9.4840.5710.56280.4639.81#-33509.4990.5710.56942.9336.61#-43509.4850.5700.56545.3360.61#-54009.500.5700.56940.7319.41#-64009.500.5710.56940.8320.12#-1室溫9.9980.7040.702116.5771.22#-23509.9980.7010.69959.5395.72#-34009.9990.700.69951.8344.6

2.3破口分析

圖5為二種鋯合金包殼管爆破試樣實物圖．從圖5可以看出，破口處出現(xiàn)明顯腫脹，說明爆破過程中管材首先發(fā)生局部塑性腫脹，然后爆裂．破口生長方向與管材軸向成一定角度，該方向可能與管材爆裂時在高壓硅油作用下，管材周向和軸向同時受力有關(guān)[7]．

針對破口，依據(jù)公式ε= (C1-C2) /C1×100，對破口變形進(jìn)行定量評估．式中ε為變形量，%；C1為試驗前管外徑周長，mm；C2為試驗后管材腫脹處周長(不包括破口)，mm．破口變形數(shù)據(jù)列于表3．由表3可知，試驗溫度越高，腫脹變形越大．表3數(shù)據(jù)表明，不同種類管材，腫脹行為有所差別．

表3　腫脹變形數(shù)據(jù)

續(xù)表3

圖6為試樣爆破破口的形貌圖．從圖6可見：在室溫下爆破時，破口較大，且破裂嚴(yán)重，甚至貫穿整個直徑；在350 ℃和400 ℃下爆破時，破口相對較小，這與室溫爆破內(nèi)壓大，高溫管材爆破壓力相對較小有關(guān)；高溫爆裂與室溫爆裂一樣，斷口均為韌性斷裂．

圖5　爆破試樣實物圖(a)1號試樣；(b)2號試樣Fig.5　Images of burst samples(a) samples of no.1 alloy；(b) samples of No.2 alloy

圖6　爆破試樣破口形貌圖 (a)室溫；(b)350 ℃；(c) 400 ℃Fig.6　Open morphology of burst samples(a) room temperature；(b) 350 ℃；(c) 400 ℃

3結(jié)論

對核用鋯合金包殼管1號合金及2號合金在室溫、350 ℃和400 ℃下進(jìn)行了內(nèi)壓爆破試驗，在不同試驗溫度下，二種合金爆破強(qiáng)度隨溫度升高而降低；2號合金的爆破耐壓性能優(yōu)于1號合金的．通過對爆破破口觀察，結(jié)合包殼管受力模型進(jìn)行分析研究發(fā)現(xiàn)，相對室溫爆破，在350 ℃和400 ℃下的爆破腫脹量較大，破口開裂較小，破口生長方向與管材軸向成一定角度，破口均為韌性斷口．

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Study on the burst tests and properties of zirconium alloys for nuclear reactor

WEN Dungu，TAN Jun，CHEN Liutao，ZOU Hong，XU Yang，GAO Changyuan

ChinaNuclearPowerTechnologyResearchInstitute，Shenzhen518026，China

Abstract:The burst tests at room temperature，350 ℃ and 400 ℃ of two kinds of zirconium alloys for nuclear reactor were studied．By analyzing results from burst tests，it is shown that the burst strengths of the two kinds of zirconium alloys decreased with testing temperatures rising．The No.2 alloy was stronger than No.1．By observing the opening of the burst，burst swellings at 350 ℃ and 400 ℃ were bigger than at the room temperature，the openings were smaller．The directions of the opening growths were different from the axial directions of the claddings，and the openings of burst were ductile fractures．

Key words:zirconium alloy for nuclear reactor；cladding tube；burst properties

中圖分類號：TG146.4

文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A

文章編號：1673-9981(2016)01-0048-05

作者簡介：溫敦古(1981-)，男，廣東普寧人，碩士研究生，工程師.

收稿日期：2015-12-04