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龙斌教授中国核工业研究生院ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlants重水堆电站CANDU运行操纵人员基础理论培训北京，2019ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlants第五章包壳材料Claddingpart1包壳材料本章需要掌握的要点了解包壳材料是反应堆重要的结构材料掌握燃料-包壳的相互作用；掌握中子辐照对包壳的辐照损伤效应，包括辐照肿胀、辐照硬化和辐照脆化等；掌握锆水反应的机制、条件和危害；掌握锆合金的氢脆的危害CIAE，龙斌燃料组件中国原子能科学研究院研究生院燃料组件CANDU堆的燃料棒束燃料组件CANDU堆的燃料棒束包壳材料包壳：是反应堆安全的第二道屏障。作用：1）包容裂变产物，阻止裂变产物外泄；2）它是燃料和冷却剂之间的隔离屏障，避免燃料与冷却剂发生反应；3）它给芯块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状的保持着。5.1包壳材料简介CIAE，龙斌核工业研究生院无论一个物理概念怎样好，没有相应的材料来包容燃料，这个反应堆也是不能成功制造出来的。包壳材料包壳所处工况：1）包容核燃料，承受高温、高压、大的温度梯度和强中子辐照2）包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆及芯块与包壳的相互作用等危害；3）包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动、腐蚀以及氢脆等威胁5.1包壳材料简介CIAE，龙斌减小元件破损率、保证包壳的完整性是提高元件燃耗、保证反应堆正常、高效和经济运行的重要前提和主要制约因素。核工业研究生院包壳材料选材要求：1）具有小的中子吸收截面；通常选用吸收截面小于1巴的金属为主要组分；吸收截面为数巴的元素作为合金化元素，截面为几十巴的杂质含量限制在ppm量级2）具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素；3）具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性良好；4）具有好的强度、塑性及蠕变性能；5）好的导热性能及低的线膨胀系数；6）易于加工，焊接性能好；7）材料容易获得，成本低。5.1包壳材料简介CIAE，龙斌核工业研究生院常用的包壳材料可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据其性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。5.1包壳材料简介CIAE，龙斌•Be、Mg、Zr、Al由于中子吸收截面很小，是热堆包壳材料的候选。但铍的加工性能很差，且辐照脆性显著。核工业研究生院常用的包壳材料铝及铝合金：铝是首先被选作反应堆燃料元件包壳。铝有较为成熟的工业基础，强度适当，导热性较好，在低温下（100oC)有较好的抗腐蚀性能。适用于低温水冷堆包壳材料，至今仍是研究堆、试验堆重要的包壳材料。如：401的101重水研究堆、492泳池型轻水堆、微堆以及新堆（CARR）等。5.1包壳材料简介CIAE，龙斌CAAR堆用的铝合金元件常用铝合金：6061(1.2%Mg,0.8Si,0.4Cu,0.35Cr)核工业研究生院常用的包壳材料镁及镁合金：镁的中子经济型较理想（比Al低3/4），但镁在70oC下会与水发生强烈反应，在高温下会与二氧化碳发生氧化反应。曾被用作气冷堆的包壳材料。在冶金和生产上的主要问题集中在防火、抗氧化以及增加蠕变强度上。金属燃料+镁合金+石墨（慢化剂）CO2气体冷却动力堆5.1包壳材料简介镁合金（MagnoxAl-80)：0.08%Al、0.02%~0.05%Be•好的延性和可焊性，好的延展性使燃料元件在尺寸变化时不至于断裂•机械强度低，燃料元件的强度主要由金属铀承担，而镁合金良好的延展性则使得燃料元件在尺寸变化时不至于断裂5.1包壳材料简介锆合金制作的PWR燃料组件锆及锆合金以锆为基加入其他合金元素组成的合金，称为锆合金常加的元素有Sn、Nb和Fe、Cr、Ni等与不锈钢相比，其优点：•熔点比SS高300~400oC;•热膨胀系数小2/3；•导热率高18%；•热中子吸收截面小一个数量级另外，它在300~400oC的高温高压水中和蒸汽中有良好的耐蚀性，适中的机械性能，与UO2相容性好，且易于加工的等。因此，在60年代替代AISI304不锈钢。目前大多数热中子堆采用Zr合金做包壳，沸水堆采用Zr-2合金，压水堆和重水堆采用Zr-4做包壳。堆内构件如搁架、压力管也用相应的锆合金坎杜燃料组件1.锆合金轴承垫，2.锆合金燃料包壳3.锆合金端盖，4.锆合金端支撑板，5.二氧化铀芯块，6.石墨界面。锆的物理性能银白色金属，熔点1852oC5.2锆及锆合金1852锆铪共生，含量50:1核工业研究生院锆合金的性能5.2锆及锆合金•存在织构：织构与拉拔有关，不能通过热处理改变•在300oC时氢的溶解度只有75g/g：在高温下氢溶解在基体中，低温时以ZrH1.5的形式析出，氢化物析出的方向和分布与织构有关Zr合金管中氢化物的分布•与氧在高温下反应：锆中的杂质元素（N、C、O、Al）尤其是N，即使微量（0.004%）对锆的抗氧化性能和抗腐蚀性能影响也很显著Zr合金管中常见织构取向图锆合金锆合金合金化的目的锆的性能很容易受杂质的影响•锆与铪的化学性质很相近，而铪的热中子吸收截面远大于锆，自然存在的锆中铪含量一般在0.5%～3.0%，所以必须严格控制，含铪量，一般应低于100ppm.•N、C、O、Al等杂质元素，即使微量也对锆的抗腐蚀性能的影响显著，其中尤其是N最为有害。因此，加入合金元素（比如Sn）可大大减少N的有害作用5.2锆及锆合金锆合金化的主要目的是提高强度和耐腐蚀性能，同时考虑中子吸收截面，Sn、Nb是主要添加元素高纯锆有良好的抗蚀性，但对纯度要求苛刻，价格昂贵，因此工程中多降低对原料纯度要求，通过合金化提高其抗腐蚀性能和机械性能锆合金锆合金的合金化锡（Sn）抑制氮等对锆抗氧化性的危害5.2锆及锆合金铌（Nb）•改善抗腐蚀性和机械性能；消除微量有害杂质（如C、Al、Ti）的作用；减小吸氢危害•铌和相锆有相同的晶体点阵，原子半径也接近，能形成固溶体而实现固溶强化铁（Fe）、镍（Ni）、铬（Cr）•提高Zr-Sn合金在高温水和水蒸汽中的腐蚀性能•Fe、Ni、Cr在Zr中溶解度很低，多以细小弥散的金属间化合物状态存在（如Fe3Zr），第二相的存在对基体起强化作用锆合金堆用锆合金主要有锆锡合金和锆铌合金两类：锆合金的腐蚀、织构、吸氢和应力腐蚀以及芯块与包壳的相互作用（PCI）等对机械性能危害较大，它们是限制锆合金使用寿命的重要影响因素。5.2锆及锆合金锆合金成分锆锡（Zr-Sn）系列合金5.2锆及锆合金Zr-1Zr-Sn合金，加入2.5%Sn可减轻N的影响，但抗腐蚀性能不能满足工程需求适当降低Sn含量，添加微量Fe、Cr、Ni元素Zr-2抗腐蚀性能得到改善，同时提高了材料的机械强度降低Ni含量，增加Fe含量(Fe,Cr,Ni总量保持在0.3%)Zr-4氢脆效应减弱，高温腐蚀性能提高低SnZr-4降低Sn含量至下限，Fe,Cr总量控制在上限，加入Si改善水侧腐蚀，提高燃耗Zr-3降低Ni含量，提高抗氢脆性能降低Ni含量锆铌（Zr-Nb）系列合金5.2锆及锆合金Nb的中子吸收截面较小，加入铌可消除一些杂质如C、Al和钛的有害作用，并可有效地减少锆合金的吸氢量PWR燃料包壳重水堆（HWR）压力管低的径向蠕变速率Zr-Nb系合金与Zr-Sn系合金相比，Zr-Nb合金的在高温水和蒸汽中其吸氢量要小很多，因此其抗氢脆能力要优于Zr-Sn系合金。锆锡铌（Zr-Sn-Nb）系列合金5.2锆及锆合金为了提高PWR燃料元件的性能，增加性能，新锆合金的开发，打破了锆-锡和锆-铌合金的界限我国的锆合金5.2锆及锆合金新锆合金性能的改进：•热蠕变强度和辐照蠕变强度的提高；•抗腐蚀能力的提高；•抗辐照生长能力的提高；•减少吸氢量第五章包壳材料Cladding