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研究意义 二、研究意义 研究对比退火态和热老化后M5包壳管组织与性能的差异，得出较为理想的热处理工艺，改善锆合金包壳管的组织和力学性能，改进加工工艺，促进我国研发锆合金包壳管，加快实现核燃料包壳国产化进程。 研究意义（目的） 二、研究意义 研究对比退火态和热老化后M5包壳管组织与性能的差异，得出较为理想的热处理工艺，改善锆合金包壳管的组织和力学性能，改进加工工艺，促进我国研发锆合金包壳管，加快实现核燃料包壳国产化进程。 国内外研究状况 国内锆材的研制状况 我国从1960 年开始研究锆—2 合金，上世纪80 年代，为解决秦山核电站用锆—4 合金材料，我国开始了对锆—4 合金材料的研制，并针对国内压水堆燃料元件包壳的腐蚀问题开展了新锆合金的研究，相续研发出N18和N36。 国内外研究状况 N18和N36的堆外腐蚀、吸氢试验。 国内外研究状况 国外锆材的研制状况 从Zr—2 合金到Zr-4合金，再到从Zr-4合金基础上改进和优化。自20世纪80年代开始相继推出了一系列新锆合金，美国西屋公司开发的ZIRLO合金；法国法马通公司开发的M5 合金；俄罗斯开发的E635合金；德国的ELS合金以及日本的DNA合金。 研究步骤 实验方案 1）金相试样制备：将环向拉伸试样加工成圆环状, 宽度为3. 75 mm。轴向拉伸试样的长度为95 mm ,标距定为23 mm，制成如图2.1环状试样。 　　　①将线切割好的试样放入超声波内用丙酮清洗油污，然后用金相砂纸打磨内弧面直到光亮，将导线与内弧面焊接，利用环氧树脂镶嵌试样。 　　　②打磨试样:依次用240一 1500#粒度的水砂纸打磨试样。 　　　③机械抛光:将试样用粒度为5m的A1203研磨膏抛光，抛光时间约五分钟;再用粒度为0.05m的A12O3，研磨膏继续抛光，抛光时间约五分钟。 　　　④电解抛光:抛光液为水10ml+甲醇30ml+乙二醇,5Oml十过氯酸8ml;抛光电压为30伏。 2）投射电镜试样制备，透射样品制备采用机械研磨和双喷相结合的方法，将试样镶嵌在表面平直的钢块上依次用400一2000#粒度的水砂纸将试样两面手工打磨，打磨时应注意试样厚度的均匀性，磨薄成25一35m左右的薄片，用丙酮清洗表面后，用MTP一IA磁力驱动双喷射电子减薄器减薄至穿孔。 实验步骤 3）采用日产JEM一2010型透射电子显微镜进行透射分析。透射电镜主要是用来观察材料的亚结构。 4）维氏硬度试验，使用维氏硬度计测定微观硬度，由于试样比较小，每个试样最少选取5个压入点进行试验，同样取其平均值作为试样的硬度 5）拉伸试验，取退火态M5和1000h热老化态M5锆合金的环状空心试样，试验参照GB/ T 228 —2002 、GB/ T 4338 —1995 标准进行。轴向拉伸速率为1 mm/ min ,环向拉伸速率为0. 5 mm/ min 。记录两种形态拉伸数据对比。 研究步骤 6）拉伸断口扫描，在室温下室温下，利用发射扫描电子显微镜进行断口观察。 7)综合分析硬度试验、拉伸试验、和金相组织观察的数据，得出1000h老化M5锆合金的组织和性能的变化。 M5锆合金老化1000h后的组织与力学性能研究 导 师: 金耀华 答辩人: 罗水华 专 业:金属材料工程 论文框架 研究背景 课题内容 课题重点难点 工作进度 1 2 3 4 研究背景 一、研究背景 　　锆合金的热中子吸收截面小、导热率高、机械性能好，又具有良好的加工性能以及同UO2 相容性好，尤其对高温水、高温水蒸气也具有良好的抗蚀性能和足够的热强性。因此，被广泛用做水冷动力堆的包壳材料和堆芯结构材料，成为核电站的重要应用材料。 试样在300℃含70ug/g Li高温高压水中的吸氢量与时间的关系 试样在500℃过热蒸汽中的腐蚀增重与时间的关系 课题内容 三、研究内容　 　　1)对退火态M5锆合金包壳管进880℃/20min的淬火热处理，然后保温1000h后，对试样进行金相组织观察，显微硬度测试。 　　2)对淬火热处理的M5锆合金包壳管在1000h保温时间后，对试样进透射电镜分析材料的亚结构。 　　3）对淬火热处理的M5锆合金包壳管在1000h保温时间后，对试样进行环向拉伸和轴向拉伸试验。 　　4)对拉伸断口形貌进行电子显微镜进行扫描，然后分析结果，得出结论。