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摘 要：本文将结合锆合金微观结构及合金性能和使用方向，对锆合金在在常规室温下的拉伸、高温下拉伸高温蒸汽腐蚀进行分析说明。以理论依据和实验数据入手，研究了锆合金在不同变形量、Q值和热处理环境下微观组织、力学性能及组织结构的状态。
关键词：锆合金加工;微观结构;力学;性能影响
1.锆合金微观结构即力学性能分析的作用意义
锆合金作为核反应堆结构中综合性能十分优良的热中子，在实际应用的过程中，有着较为可靠的力学延展性，并在高温或是蒸汽的环境中，积极对抗核反应堆结构中的中子，展现出更为良好的辐照性能。不仅如此，锆合金结构材料在过往的应用研究中，也有着优质的可塑性和加工性。多种优势条件的共同影响下，不断提升着锆合金结构材料的应用范围。
核反应堆内部工况十分复杂，对锆合金铸造的一些包壳管强度要求相当高。
因此，在对锆合金进行实际运用的过程中，不仅要确保结构组件自身的质量水平，还要保障锆合金组件在力学性能上可以达到最大的承受范围。在过往的核反应堆操作中，常对锆合金组件的结构强度和力学性能等进行检验[1]。同时锆合金的强度提升在一定程度上也提高了核电站的经济效益，降低了运营成本和发电成本。由此可见，作为核反应堆中锆合金材料的应用中，常作为燃料包壳进行使用，因而锆合金自身的组织架构性能会手应力腐蚀以及水侧腐蚀有着十分密切的联系，甚至会直接影响锆合金中氢化物的质量。所以在锆合金的研究与开发使用中，力学性能、微观组织及组织结构的研究和控制具有举足轻重的影响。
基于以上几点内容，本文在对加工工艺对锆合金微观结构及力学性能的影响研究中，根据锆合金在不同热处理情况下所产生的变量，以及组织结构产生的力学性能变化都作出了深入的分析和研究，旨在为核反应堆锆合金未来加工工艺的生产作出重要和科学的理论依据。
2.实验的原理
在对锆合金组件采取了冷加工等相应的加工处理方式，并对不同热处理环境下的锆合金组件结构变形情况，进行了组织构建力学性能变化以及显微组织的对比分析。具体内容如下表所示：
3.实验的结果分析与讨论
3.1力学性能变化以及显微组织的影响结果
在对锆合金组件进行热处理和工艺加工后，锆合金管材自身结构缠身了一定的变化，在对其力学性能进行分析后发现，锆合金组件在相同的变形条件和统一的温度环境下，对锆合金组件的进行屈服强度和抗拉强度进行观察分析发现，在真空退火温度不断升高的过程中，锆合金组件的两项强度均存在下降趋势，而断面的伸长率方面，则却呈现较为明显的上升趋势。具体内容如下表所示：
不仅如此，加工工艺对锆合金微观结构及力学性能分析的过程中，还需要对其显微组织在结构变化中的内容进行深入分析和探讨。简言之，在锆合金组件力学性能变化的研究中发现，在480摄氏度的退火温度下，锆合金不能完成再结晶，其结构组织也仍处于晶粒拉长且破碎的状态中。尽管锆合金机构组织中仍存在者晶格畸变的情况，且组织中的错位和缺陷逐渐减少[2]。尽管如此，金属在进一步滑移的过程中，仍存在较大的阻力，且可塑性程度不高，由此可见，锆合金组件在温度不断变化的过程中，其自身的力学性能会出现相应的变化。
与此同时，本研究也对显微组织的影响结果进行了进一步的分析。根据实验结果显示，在随着温度不断变化升高的过程中，结晶的情况开术出现，且轧制态组织出现明显的消失现象。在退火温度大于510摄氏度的分解点，其锆合金组件结构中的屈服强度和抗拉强度都出现了明显下降的趋势。由此可见，在对结构中显微组织的观察中发现，锆合金结构在温度不断升高的过程中，其变形金属中的存储能力也出现了降低现象[3]。这也是影响锆合金组件在核反应堆中的重要影响因素之一。
3.2变形方式及退火对结构的影响
通过上述实验研究内容及结果发现，在锆合金组件不断变形的过分中，锆合金管材在温度实验温度的不断升高，其组织结构不仅会在退火过程中出现结晶的状态，并会在温度不断胜过的过程中，屈服强度和抗拉强度也会呈现变化。不仅如此，在对轧制变形前和变形后进行切向角度分析的过程中发现，多数晶体会在于基轴形成一定的切角，切向中的氢氧化物则会与基极之间形成结构对应。
不仅如此，在对锆合金组件管材进行轧制变形的过程中，锆合金管材也会随着退火的过程和时间的推移，出现较为明显的变形，并有向基轴逐渐靠拢的趋势。
4.研究结果
首先较大变量的锆合金在510℃/3.5小时就已经发生了再结晶现象，抗拉强度和屈服强度都会有很明显的下降，塑性上升还是比较明显的。其次当退火温度大于510℃，随着退火温度的不断升高，锆合金的抗拉强度和屈服强度会略有下降，下降趋势比较平缓，塑性上升也是比较平缓。最后为了得到合理的组织构造，锆合金在加工过程中Q值应大于远1.2，理想的Q值应为1.8或更大。
5.结语
综上所述，锆合金组件管材作为核反应堆结构材料中的重要组成部分，不仅关乎着锆合金自身在未来行业中的发展，更多我国核事业的进一步提升有着不可忽视的重要作用。而通过对核用锆合金在加工工艺中微观结构及力学性能的进一步实验研究和分析发现，在不同的高温中对锆合金组件管材进行退火，其组件结构和力学性能会出现不同的强度变化，进一步影响着锆合金组件的应用。由此可见，在未来行业的发展中，需要行业相关人员进行深入的研究和分析。
参考文献
[1] 刘建章.我国锆及锆合金材料及其加工的进展[R].中国有色金属学会第三届学术会议论文集，2007：291-296.
[2] 俞汉青，陈金德.金属塑性成型原理[M].北京：机械工业出版社，2001.
[3] 彭 倩，沈保罗.锆及锆合金的组构及其对性能的影響[J].稀有金属，2005（6）：903-907
作者简介：周尧，男，1984.03.07，河南巩义，本科，研究方向：锆及锆合金材料方面和质量无损检测方面。
关键词：锆合金加工;微观结构;力学;性能影响
1.锆合金微观结构即力学性能分析的作用意义
锆合金作为核反应堆结构中综合性能十分优良的热中子，在实际应用的过程中，有着较为可靠的力学延展性，并在高温或是蒸汽的环境中，积极对抗核反应堆结构中的中子，展现出更为良好的辐照性能。不仅如此，锆合金结构材料在过往的应用研究中，也有着优质的可塑性和加工性。多种优势条件的共同影响下，不断提升着锆合金结构材料的应用范围。
核反应堆内部工况十分复杂，对锆合金铸造的一些包壳管强度要求相当高。
因此，在对锆合金进行实际运用的过程中，不仅要确保结构组件自身的质量水平，还要保障锆合金组件在力学性能上可以达到最大的承受范围。在过往的核反应堆操作中，常对锆合金组件的结构强度和力学性能等进行检验[1]。同时锆合金的强度提升在一定程度上也提高了核电站的经济效益，降低了运营成本和发电成本。由此可见，作为核反应堆中锆合金材料的应用中，常作为燃料包壳进行使用，因而锆合金自身的组织架构性能会手应力腐蚀以及水侧腐蚀有着十分密切的联系，甚至会直接影响锆合金中氢化物的质量。所以在锆合金的研究与开发使用中，力学性能、微观组织及组织结构的研究和控制具有举足轻重的影响。
基于以上几点内容，本文在对加工工艺对锆合金微观结构及力学性能的影响研究中，根据锆合金在不同热处理情况下所产生的变量，以及组织结构产生的力学性能变化都作出了深入的分析和研究，旨在为核反应堆锆合金未来加工工艺的生产作出重要和科学的理论依据。
2.实验的原理
在对锆合金组件采取了冷加工等相应的加工处理方式，并对不同热处理环境下的锆合金组件结构变形情况，进行了组织构建力学性能变化以及显微组织的对比分析。具体内容如下表所示：
3.实验的结果分析与讨论
3.1力学性能变化以及显微组织的影响结果
在对锆合金组件进行热处理和工艺加工后，锆合金管材自身结构缠身了一定的变化，在对其力学性能进行分析后发现，锆合金组件在相同的变形条件和统一的温度环境下，对锆合金组件的进行屈服强度和抗拉强度进行观察分析发现，在真空退火温度不断升高的过程中，锆合金组件的两项强度均存在下降趋势，而断面的伸长率方面，则却呈现较为明显的上升趋势。具体内容如下表所示：
不仅如此，加工工艺对锆合金微观结构及力学性能分析的过程中，还需要对其显微组织在结构变化中的内容进行深入分析和探讨。简言之，在锆合金组件力学性能变化的研究中发现，在480摄氏度的退火温度下，锆合金不能完成再结晶，其结构组织也仍处于晶粒拉长且破碎的状态中。尽管锆合金机构组织中仍存在者晶格畸变的情况，且组织中的错位和缺陷逐渐减少[2]。尽管如此，金属在进一步滑移的过程中，仍存在较大的阻力，且可塑性程度不高，由此可见，锆合金组件在温度不断变化的过程中，其自身的力学性能会出现相应的变化。
与此同时，本研究也对显微组织的影响结果进行了进一步的分析。根据实验结果显示，在随着温度不断变化升高的过程中，结晶的情况开术出现，且轧制态组织出现明显的消失现象。在退火温度大于510摄氏度的分解点，其锆合金组件结构中的屈服强度和抗拉强度都出现了明显下降的趋势。由此可见，在对结构中显微组织的观察中发现，锆合金结构在温度不断升高的过程中，其变形金属中的存储能力也出现了降低现象[3]。这也是影响锆合金组件在核反应堆中的重要影响因素之一。
3.2变形方式及退火对结构的影响
通过上述实验研究内容及结果发现，在锆合金组件不断变形的过分中，锆合金管材在温度实验温度的不断升高，其组织结构不仅会在退火过程中出现结晶的状态，并会在温度不断胜过的过程中，屈服强度和抗拉强度也会呈现变化。不仅如此，在对轧制变形前和变形后进行切向角度分析的过程中发现，多数晶体会在于基轴形成一定的切角，切向中的氢氧化物则会与基极之间形成结构对应。
不仅如此，在对锆合金组件管材进行轧制变形的过程中，锆合金管材也会随着退火的过程和时间的推移，出现较为明显的变形，并有向基轴逐渐靠拢的趋势。
4.研究结果
首先较大变量的锆合金在510℃/3.5小时就已经发生了再结晶现象，抗拉强度和屈服强度都会有很明显的下降，塑性上升还是比较明显的。其次当退火温度大于510℃，随着退火温度的不断升高，锆合金的抗拉强度和屈服强度会略有下降，下降趋势比较平缓，塑性上升也是比较平缓。最后为了得到合理的组织构造，锆合金在加工过程中Q值应大于远1.2，理想的Q值应为1.8或更大。
5.结语
综上所述，锆合金组件管材作为核反应堆结构材料中的重要组成部分，不仅关乎着锆合金自身在未来行业中的发展，更多我国核事业的进一步提升有着不可忽视的重要作用。而通过对核用锆合金在加工工艺中微观结构及力学性能的进一步实验研究和分析发现，在不同的高温中对锆合金组件管材进行退火，其组件结构和力学性能会出现不同的强度变化，进一步影响着锆合金组件的应用。由此可见，在未来行业的发展中，需要行业相关人员进行深入的研究和分析。
参考文献
[1] 刘建章.我国锆及锆合金材料及其加工的进展[R].中国有色金属学会第三届学术会议论文集，2007：291-296.
[2] 俞汉青，陈金德.金属塑性成型原理[M].北京：机械工业出版社，2001.
[3] 彭 倩，沈保罗.锆及锆合金的组构及其对性能的影響[J].稀有金属，2005（6）：903-907
作者简介：周尧，男，1984.03.07，河南巩义，本科，研究方向：锆及锆合金材料方面和质量无损检测方面。