【摘 要】
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作为商用核电站及核动力平台反应堆燃料元件结构材料,锆合金具有耐高温、抗腐蚀、中子吸收截面小、加工性能适中等优点,被誉为“核能开发关键金属”。为打破国外势力对核电材料的技术垄断和封锁,国家正牵头建立自主知识产权的国产Zr-4合金产业和技术体系。大规格Zr-4合金铸锭锻造工艺研究作为关键研究内容,希望通过锻造温度、变形量、锻造方式等优化设计,以获得机械性能相当、腐蚀性能优异的锻造加工工艺。本文以Φ72
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作为商用核电站及核动力平台反应堆燃料元件结构材料,锆合金具有耐高温、抗腐蚀、中子吸收截面小、加工性能适中等优点,被誉为“核能开发关键金属”。为打破国外势力对核电材料的技术垄断和封锁,国家正牵头建立自主知识产权的国产Zr-4合金产业和技术体系。大规格Zr-4合金铸锭锻造工艺研究作为关键研究内容,希望通过锻造温度、变形量、锻造方式等优化设计,以获得机械性能相当、腐蚀性能优异的锻造加工工艺。本文以Φ720mm自主化核级Zr-4合金铸锭的锻造工艺优化为目标,借助有限元模拟软件构建基本锻造模型,通过深入研究锻造温度、锻造方式对锻后材料组织和性能的影响,完成了一火次、二火次锻造工艺的设计和验证,确定了国产Zr-4合金大型铸锭最佳工业化锻造工艺。取得的主要如下:在变形量、空冷时间一致时,1030℃、1050℃、1070℃加热温度相比,β相区1030℃低温锻造能获得更加剧烈的变形,组织更为均匀;采用送进量300mm、压下量130mm的大变形工艺,可使坯料达到更好的变形效果;2min、7min空冷相比较,锻前7min空冷再进行锻造的组织更均匀。二火高温1050℃自由锻和二火低温800℃自由锻,锻造达到目标终态尺寸,坯料表面温度均不会低于控制温度650℃。二火800℃低温自由锻造坯料晶粒更细小,晶界第二相粒子数量明显要比二火β相高温锻造相应区域多且分布均匀。800℃自由锻造获得的材料综合力学性能比1050℃自由锻造的坯料综合力学性能更好。二火采用800℃精锻可显著破碎细化组织,改善管坯第二相粒子分布状态。精锻对应管坯第二相粒子面积分数平均值0.65%,最大偏差0.07%,自由锻对应管坯第二相粒子所占面积分数平均值0.32%,最大偏差达0.33%。材料经过126天加速腐蚀,800℃自由锻工艺下自主Zr-4管材均匀腐蚀增重为1130 mg/dm~2,成品管材外表面布满大量灰色疖状斑点;低温800℃精锻的工艺下自主Zr-4管材腐蚀增重仅为129.24mg/dm~2,外表面依旧呈现黑、光、亮。精锻的工艺下自主Zr-4管材500℃/8h疖状泡数量不超过10个,获得了更优异的抗疖状腐蚀性能。优化的自主化Zr-4合金锻造工艺是:Φ720mm铸锭一火锻造采用1050℃加热自由锻,保温4.5h,2min内完成转移开锻,送进量300mm、压下量40～180mm,变形量75.6%;二火采用800℃加热精锻,保温时间2h,送进量300mm、压下量20-100mm,变形量59.8%。
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