哈尔滨工业大学硕士学位论文
摘要
核电作为一种清洁高效的能源，正在飞速发展。核燃料组件作为核电站的核心，
长时间在高温高压以及高腐蚀的环境中工作。锆及锆合金具有熔点高、与铀的相容
性好、热中子捕获截面小以及在高温高压环境中优异的耐腐蚀性能等特点，通常用
作核燃料组件的堆芯结构和包壳材料。而不锈钢的综合性能优良，成本低廉，可在
连接结构件中部分取代锆合金，这就涉及到了锆合金与不锈钢的焊接问题。本文采
用真空电子束对Zr-3合金与316L不锈钢进行焊接，对接头组织与相组成、元素分
布、裂纹特征等进行了分析，揭示了裂纹形成机制。通过采取“添加V/Cu作为填
充金属”和“反嵌入式接头设计+电子束偏束”的方法抑制了焊接裂纹的产生，并
获得了具有一定性能的无裂纹焊接接头。
Zr-3合金与316L不锈钢电子束直接对中焊接研究表明，焊缝中主要存在有α-
Zr、γ-Fe、Zr(Cr,Fe)、ZrFe，ZrNi和ZrCr等物相。焊后接头产生贯穿整个焊缝
2222
的纵向裂纹，使接头直接开裂。裂纹源是焊缝中的棒状脆性相Zr(Cr,Fe)，该相在
2
焊接过程中受到横向拉应力的作用形成冷裂纹并沿脆性相富集区扩展。
分别填充不同厚度组合的V/Cu复合中间层的电子束焊接研究表明，与对中焊
接相比，焊缝中Zr(Cr,Fe)2脆性相减少。填充金属V/Cu厚度组合为0.3mm+0.5mm
时接头中无裂纹产生，接头平均抗拉强度为111MPa，达到Zr-3合金母材的29%。
添加中间层后接头的裂纹倾向显著降低，但力学性能较差。
进行了电子束偏向316L不锈钢侧焊接试验，在偏束0.1mm和0.2mm的情况
下，焊缝中仍然产生大量脆性相Zr(Cr,Fe)2使得接头直接开裂。当偏束0.3mm的情
况下，焊缝中存在大量未熔合，熔合部分也存在较多脆性相使得接头开裂。单纯采
用电子束直接偏束焊接对接头裂纹不能起到良好的缓解作用。
采取“反嵌入式接头设计+电子束偏束”的焊接方法，随着偏束量的增加，焊
缝中锆合金与不锈钢界面附近过渡区宽度分别为350μm、300μm、250μm和100μm，
焊缝中裂纹数量逐渐减少。偏束量为0.3mm时，接头裂纹消除，接头平均抗拉强
度为266MPa，达到Zr-3合金母材的70%。
关键词：Zr-3/316L不锈钢；电子束焊接；接头裂纹；中间层；接头设计
-I-
哈尔滨工业大学硕士学位论文
Abstract
Nuclearpowerisdevelopingrapidlyasacleanandefficientenergysource.Asthe
coreofanuclearpowerplant,nuclearfuelassembliesareexposedtohightemperatures
andpressuresaswellashighlycorrosiveenvironmentsforlongperiodsoftime.
Zirconiumandzirconiumalloysarecommonlyusedascorestructureandcasingmaterials
fornuclearfuelassembliesbecauseoftheirhighmeltingpoint,goodcompatibilitywith
uranium,smallthermalneutroncapturecrosssection,andexcellentcorrosionresistance
inhightemperatureandhighpressureenvironments.Th