核反应堆包壳材料的研究进展

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1、核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包売是核燃料的封装容器，是规定燃料元件儿何形状的支撑结构。反应堆的燃料元件中除高温气冷堆外，一•般都采用金属包壳，气冷堆常用带肋片的管状金属包壳，而液体冷却反应堆通常用简单的圆管状金丿成包壳。在反应堆运行期间，燃料元件所处的工作条件非常严酷，它不仅受到强烈的中子流辐照，还受到高温高速冷却剂流的侵蚀、腐蚀，以及裂变产物的腐蚀；此外，还要承受热和机械应力的作用。为了能够保持燃料元件的完整性以及工作的可靠性，就必须为不同类型的反应堆选择合适的包売材料⑴。选择包壳材料，须要综

2、合考虑下列因素⑵：1.与核燃料的相容性耍好，即在工作状态下，燃料与包壳材料的界面处不会发生使燃料元件变坏的化学反应和物理作用。2.具有R好的核性能，也就是感生放射性弱，具有小的中子吸收截面。3•导热性能良好。4.抗辐照稳定性强。5.机械性能优良，具有一定的强度少韧性，使得在燃耗较深的条件下，燃料元件仍能保持机械完整性。6.抗腐蚀能力强。7.容易加工成形，成本低廉。综合以上考虑，错及钳合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300-400°C的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主耍用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯

3、结构材料（燃料包壳、压力俗、支架和孔道管），广泛用于民用反应堆和军用动力堆，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料，因此被誉为“原了时代第1金属須叫近年来，各国在捉高反应堆的安全性、可靠性以及在降低核电成本的同时，积极提高反应堆的运行功率，这必然会对•用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求。因此，国内外科研人员都在持续研发性能更加优异的诰合金、SiC包壳材料以及开展包壳材料涂层保护技术的研究，冃的均在提升核反应堆的安全性、可靠性和经济性。2Zr合金包壳材料研究进展军事上的需求是推

4、动钳（钳）工业起步的主要动力。金属Zr就是美国发展核潜艇的产物，后來，随着人类对高效、清洁能源的需求，铅被大量地应用到核电反应堆。钻主要以合金的形式被用于制作轻水核反应堆的燃料组件的包壳管、压力管、格架、端塞、仪表盒等，其中包壳管的用量最人，占整个诰材用量的80%左右。燃料组件是核反应堆的核心，其安全性和可靠性取决于Zr合金包壳，因此供合金材料是核反应堆芯的关键结构材料，被称为核反应堆的“第1道安全屏障”，燃料组件是核电站运行的消耗品，每一个换料周期（12个刀或18个刀），1/3的燃料组件碍要更换。为了加深燃耗、

5、降低燃料循环、提高反应堆功率、延长换料周期，核发达国家将铀合金包壳等结构材料放到战略性的高度加以重视，开发ll'.rnf用于大型先进压水堆、性能优界的钳合金材料及组件⑷，垄断了世界核电用Zr合金材料市场。冃前国际上开发的错合金主耍有Z「Sn系、Z「Nb系和Zr-Sn-Nb系3大类。在20世纪50年代，美国发展了Zr-2合金，由于Zr-2合金耐高温水及蒸汽腐蚀的性能较好，因此自1967年以来，一肓被用作沸水堆燃料元件包壳材料及其它堆芯结构材料。Zr-2合金在高温下腐蚀时容易吸氢，造成合金的脆化，称为“氢脆”，如美国

6、萨凡纳河反应堆中的Zr-2合金包壳管就因“氮脆”的原因而造成了早期破损事故，随后乂有多起因“氮脆”而导致的反应堆燃料元件破损事故的报道⑸。为克服此缺点，研究人员去掉了Zr・2合金中的Ni并提高了Fe含量，从而开发出了Zr-4合金。在360°C高温高压水中，Zr-4合金的吸氢量明显减少，仅为Zr-2合金的1/2至1/3。Zr-4合金被广泛用作压水堆和加压重水堆的元件包壳和沸水堆的元件盒以及其它堆芯结构材料等。在Zr-4合金基础上，通过降低Sn含量进一步发展了低Sn的Zr-4合金。与常规Zr-4合金相比，低Sn的Zr

7、-4合金具有更好的耐腐蚀性能。前苏联开发成功的Zr-lNb合金（Zr-Nb系合金）主要川作压水堆元件的包壳材料。Zr-lNb合金的强度和鴉性与Zr-2合金基木相同，但吸氢要比Zr-2合金小。Zr-2合金、Zr-4合金、Zr-lNb合金称为第1代钳合金，低Sn的Zr-4合金称为第2代钻•合金。核电反应堆的发展方向是提高卸料燃耗，延长换料周期，以降低核电成本。这就要求增加燃料的燃耗，捉高冷却剂的温度并调整冷却剂的ph值，即燃料包壳的工况变得更为苛刻。目前的常规Zr-4合金和改进Zr4合金已不能满足燃耗达55GWd/t

8、U反应堆的运行要求⑹。为此各国都在研究性能更好的新型错合金，纷纷开展了综合Zr-Sn及Zr-Nb系合金优点的新型钻合金（Zr-Sn-Nb系合金）的研制。20世纪90年代，法国成功开发出M5合金⑺，当燃耗达到60GWd/tU时，M5合金的氧化膜厚度只冇Z「4合金的1/3,吸氢量只冇Zr-4合金的1/5,而H•辐照生长和蠕变性能都优于Zr-4合金。M5合金的堆内腐蚀对反应堆温