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摘 要： 目的 通过不同的喷丸处理工艺，探索适用于锆合金包壳管的喷丸处理参数。 方法 对锆合金包壳管采取 9 种不同的喷丸处理工艺且编号（1—9
号），采用 XRD 残余应力检测技术，对处理后的包壳管试样分别进行轴向和切向的残余应力场测定。 结果
未喷丸处理的试样表面轴向、切向残余应力分别为-277 MPa和-250
MPa，{zd0}应力在最外表层。喷丸处理试样表面轴向残余压应力比未喷丸处理的大，只有 9
号工艺对应的表面轴向残余应力比未喷丸的小，这很有可能是因为喷丸强度过大，在表面形成了微裂纹，残余应力得以释放，所以锆合金包壳管的喷丸强度不宜超过
0.40 mmA。对于强度较高的 5—9 号喷丸工艺，喷丸强度达到 0.15 mmA 以上，包壳管压应力影响层的厚度均超过 460
μm，几乎达到了喷丸处理后包壳管的整个壁厚。在相同喷丸强度和相同弹丸直径条件下，玻璃丸的表面压应力和{zd0}压应力与不锈钢丸的相近，不锈钢丸处理的压应力影响层比玻璃丸处理的压应力影响层厚约
80 μm。 结论
在相同喷丸强度和相同弹丸材料下，改变弹丸直径对锆合金两个方向上的表面残余应力和{zd0}残余应力的大小影响不大；直径较小的弹丸对应轴向{zd0}残余应力的位置更深，直径较大的弹丸对应切向{zd0}残余应力的位置更深。随着锆合金喷丸强度的增加（没有出现过喷），表面两个方向上的残余应力都增加，两个方向上的{zd0}残余应力也有所增加。
本文由厂家整理
关键词：锆合金；核反应堆；喷丸；残余应力；表面改性技术
锆及锆合金具有优异的力学性能、核性能和耐蚀性能，其热中子吸收截面很小，约为 0.18 b（1 b= 1 10 28 m 2
），所以用于核反应堆中作包壳管，其性能将直接影响jy设备和核电站的安全性和可靠性 [1]
。随着高性能的开发和使用，更换的周期变长，因此包壳管的性能要求也逐步变高。对于锆合金包壳管，主要有两种手段可以达到延长使用寿命的目的：一是改变合金成分，研究开发新型锆合金，例如美国西屋公司研究开发的
ZIRLO，法国开发的M5 合金及俄罗斯开发的 E