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锆合金氧化膜的内应力计算

张君松 吕俊男 龙冲生 廖京京

张君松, 吕俊男, 龙冲生, 廖京京. 锆合金氧化膜的内应力计算[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0101
引用本文: 张君松, 吕俊男, 龙冲生, 廖京京. 锆合金氧化膜的内应力计算[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0101
Zhang Junsong, Lyu Junnan, Long Chongsheng, Liao Jingjing. Calculation of Internal Stress in Oxide Films of Zirconium Alloy[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0101
Citation: Zhang Junsong, Lyu Junnan, Long Chongsheng, Liao Jingjing. Calculation of Internal Stress in Oxide Films of Zirconium Alloy[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0101

锆合金氧化膜的内应力计算

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0101
基金项目: 国家自然科学基金(11775206)
详细信息
    作者简介:

    张君松(1988—),女,博士研究生,现从事反应堆材料方面的研究,E-mail: 659979076@qq.com

    通讯作者:

    龙冲生,E-mail: ewiges@126.com

  • 中图分类号: TL352

Calculation of Internal Stress in Oxide Films of Zirconium Alloy

  • 摘要: 锆合金氧化膜中的内应力是锆合金腐蚀动力学中的重要影响因素,目前没有统一的方法得到氧化膜中内应力的大小,且数值差异较大。在传统的实验和理论方法的基础上,建立ZrO2/Zr合金双层氧化弯曲几何模型,计算不同腐蚀状态下氧化膜中的内应力大小,得到内应力变化规律并分析其影响因素,为锆合金氧化膜内应力研究提供了一种较为可靠的方法。

     

  • 图  1  锆合金双层氧化弯曲示意图

    r—曲率半径;θ—弯曲角度; h1—Zr合金基底层的厚度;h2—ZrO2膜的厚度;w —Zr合金基底层的宽度;x —相对中性层距离

    Figure  1.  Diagram of Double Layer Oxidation Bending Zirconium     

    表  1  锆合金的类型、腐蚀条件及氧化膜厚度

    Table  1.   Types, Corrosion Conditions and Film Thicknessof Zircaloy    

    锆合金类型腐蚀条件腐蚀厚度/μm
    Zr-Sn-Nb合金400℃/10.3 MPa蒸汽3.6
    Zr-4360℃/18.6 MPa锂水5
    改进型N18360℃/18.6 MPa锂水8
    Zr-Sn-Nb合金400℃/10.3 MPa蒸汽14
    N18500℃/10.3 MPa蒸汽18
    改进型N18360℃/18.6 MPa锂水46
    改进型N18360℃/18.6 MPa锂水77
    下载: 导出CSV

    表  2  氧化膜样品线切割后的各参数及对应的内应力值

    Table  2.   Parameters and Corresponding Internal Stress Dates of Samples

    膜厚度/
    μm
    最高点/
    mm
    切割厚度/
    mm
    挠度/
    mm
    长度/
    mm
    氧化膜
    弯曲曲率
    应力/
    GPa
    3.60.6380.5960.04215.221.4512.363
    0.6730.6360.03715.21.2812.369
    50.8070.770.03719.70.76271.497
    0.810.7740.03619.70.7421.47
    80.6120.4870.12520.42.4031.259
    0.6080.4620.14620.42.8071.331
    140.5920.4860.10619.92.1410.69
    0.580.4560.12420.22.4310.697
    180.6170.460.15721.13.1090.742
    0.6130.4640.14920.082.9570.716
    460.8210.7580.06320.011.2590.36
    0.8010.7360.06520.031.2960.35
    770.750.6860.064201.280.23
    0.7580.6970.06119.981.2220.224
    下载: 导出CSV
  • [1] GARZAROLLI F, SEIDEL H, TRICOT R, et al. Zirconium in the nuclear industry[C]//Proceedings of the 9th International Symposium. Baltimore: ASTM International, 1991: 395-415.
    [2] BEIE H J, MITWALSKY A, GARZAROLLI F, et al. Examinations of the corrosion mechanism of zirconium alloys[C]//Proceedings of the Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium. New York: ASTM, 1994: 615-643.
    [3] GODLEWSKI J, BOUVIER P, LUCAZEAU G, et al. Stress distribution measured by Raman spectroscopy in zirconia films formed by oxidation of Zr-based alloys[C]//Proceedings of the Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth International Symposium. New York: ASTM, 2000: 877-900.
    [4] 杨忠波. Zr-XSn-YNb-0.3Fe合金显微组织与腐蚀行为研究[D]. 成都: 中国核动力研究设计院, 2016.
    [5] STONEY G G. The Tension of metallic films deposited by electrolysis[J]. Proceedings of the Royal Society A: Mathematical, Physical and Engineering Sciences, 1909, 82(553): 172-175.
    [6] 李美栓,李铁藩. 氧化膜应力与原位测量[J]. 材料保护,1993, 26(8): 4-7.
    [7] PLATT P, POLATIDIS E, FRANKEL P, et al. A study into stress relaxation in oxides formed on zirconium alloys[J]. Journal of Nuclear Materials, 2015(456): 415-425. doi: 10.1016/j.jnucmat.2014.09.072
    [8] VERMAAK N, PARRY G, ESTEVEZ R, et al. New insight into crack formation during corrosion of zirconium-based metal-oxide systems[J]. Acta Materialia, 2013, 61(12): 4374-4383. doi: 10.1016/j.actamat.2013.04.009
    [9] 汤琪,王华才,附程,等. 秦山一期核电厂乏燃料棒包壳外表面氧化膜内应力研究[J]. 核动力工程,2017, 38(S1): 105-109.
    [10] PARISE M, SICARDY O, CAILLETAUD G. Modelling of the mechanical behavior of the metal-oxide system during Zr alloy oxidation[J]. Journal of Nuclear Materials, 1998, 256(1): 35-46. doi: 10.1016/S0022-3115(98)00045-2
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出版历程
  • 收稿日期:  2020-05-14
  • 修回日期:  2020-06-02
  • 刊出日期:  2021-08-15

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