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摘 要： 目的 通過不同的噴丸處理工藝，探索適用于鋯合金包殼管的噴丸處理參數。 方法 對鋯合金包殼管采取 9 種不同的噴丸處理工藝且編號（1—9
號），采用 XRD 殘余應力檢測技術，對處理后的包殼管試樣分別進行軸向和切向的殘余應力場測定。 結果
未噴丸處理的試樣表面軸向、切向殘余應力分別為-277 MPa和-250
MPa，{zd0}應力在最外表層。噴丸處理試樣表面軸向殘余壓應力比未噴丸處理的大，只有 9
號工藝對應的表面軸向殘余應力比未噴丸的小，這很有可能是因為噴丸強度過大，在表面形成了微裂紋，殘余應力得以釋放，所以鋯合金包殼管的噴丸強度不宜超過
0.40 mmA。對于強度較高的 5—9 號噴丸工藝，噴丸強度達到 0.15 mmA 以上，包殼管壓應力影響層的厚度均超過 460
μm，幾乎達到了噴丸處理后包殼管的整個壁厚。在相同噴丸強度和相同彈丸直徑條件下，玻璃丸的表面壓應力和{zd0}壓應力與不銹鋼丸的相近，不銹鋼丸處理的壓應力影響層比玻璃丸處理的壓應力影響層厚約
80 μm。 結論
在相同噴丸強度和相同彈丸材料下，改變彈丸直徑對鋯合金兩個方向上的表面殘余應力和{zd0}殘余應力的大小影響不大；直徑較小的彈丸對應軸向{zd0}殘余應力的位置更深，直徑較大的彈丸對應切向{zd0}殘余應力的位置更深。隨著鋯合金噴丸強度的增加（沒有出現過噴），表面兩個方向上的殘余應力都增加，兩個方向上的{zd0}殘余應力也有所增加。
本文由廠家整理
關鍵詞：鋯合金；核反應堆；噴丸；殘余應力；表面改性技術
鋯及鋯合金具有優異的力學性能、核性能和耐蝕性能，其熱中子吸收截面很小，約為 0.18 b（1 b= 1 10 28 m 2
），所以用于核反應堆中作包殼管，其性能將直接影響jy設備和核電站的安全性和可靠性 [1]
。隨著高性能的開發和使用，更換的周期變長，因此包殼管的性能要求也逐步變高。對于鋯合金包殼管，主要有兩種手段可以達到延長使用壽命的目的：一是改變合金成分，研究開發新型鋯合金，例如美國西屋公司研究開發的
ZIRLO，法國開發的M5 合金及俄羅斯開發的 E