核反應(yīng)堆包殼材料的研究進(jìn)展

1、核反應(yīng)堆包殼材料的研究進(jìn)展1包殼材料的選擇燃料包売是核燃料的封裝容器，是規(guī)定燃料元件兒何形狀的支撐結(jié)構(gòu)。反應(yīng)堆的燃料元 件中除高溫氣冷堆外，一般都采用金屬包殼，氣冷堆常用帶肋片的管狀金屬包殼，而液體冷 卻反應(yīng)堆通常用簡單的圓管狀金丿成包殼。在反應(yīng)堆運(yùn)行期間，燃料元件所處的工作條件非常 嚴(yán)酷，它不僅受到強(qiáng)烈的中子流輻照，還受到高溫高速冷卻劑流的侵蝕、腐蝕，以及裂變產(chǎn) 物的腐蝕；此外，還要承受熱和機(jī)械應(yīng)力的作用。為了能夠保持燃料元件的完整性以及工作 的可靠性，就必須為不同類型的反應(yīng)堆選擇合適的包売材料。選擇包殼材料，須要綜合考慮下列因素：1. 與核燃料的相容性耍好，即在工作狀態(tài)下，燃料與包殼材料的

2、界面處不會發(fā)生使燃料 元件變壞的化學(xué)反應(yīng)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 導(dǎo)熱性能良好。4. 抗輻照穩(wěn)定性強(qiáng)。5. 機(jī)械性能優(yōu)良，具有一定的強(qiáng)度少韌性，使得在燃耗較深的條件下，燃料元件仍能保 持機(jī)械完整性。6. 抗腐蝕能力強(qiáng)。7. 容易加工成形，成本低廉。綜合以上考慮，錯及鉗合金具有獨(dú)特的核性能，良好的加工性能，在300-400 °c的高 溫高壓水和蒸汽中有良好的耐蝕性能，被主耍用作輕水反應(yīng)堆的燃料包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料 （燃料包殼、壓力俗、支架和孔道管），廣泛用于民用反應(yīng)堆和軍用動力堆，是發(fā)展核電及核 動力艦船不可替代的關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料和功能

3、材料，因此被譽(yù)為“原了時代第1金屬須叫近年來， 各國在捉高反應(yīng)堆的安全性、可靠性以及在降低核電成本的同時，積極提高反應(yīng)堆的運(yùn)行功 率，這必然會對用作包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料的耐蝕性能和力學(xué)性能提出更高的要求。因此，國 內(nèi)外科研人員都在持續(xù)研發(fā)性能更加優(yōu)異的誥合金、sic包殼材料以及開展包殼材料涂層保 護(hù)技術(shù)的研究，冃的均在提升核反應(yīng)堆的安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)性。2zr合金包殼材料研究進(jìn)展軍事上的需求是推動鉗（鉗）工業(yè)起步的主要動力。金屬zr就是美國發(fā)展核潛艇的產(chǎn)物， 后來，隨著人類對高效、清潔能源的需求，鉛被大量地應(yīng)用到核電反應(yīng)堆。鉆主要以合金的形式被用于制作輕水核反應(yīng)堆的燃料組件的包殼管、壓力管、格

4、架、端 塞、儀表盒等，其中包殼管的用量最人，占整個誥材用量的80%左右。燃料組件是核反應(yīng) 堆的核心，其安全性和可靠性取決于zr合金包殼，因此供合金材料是核反應(yīng)堆芯的關(guān)鍵結(jié) 構(gòu)材料，被稱為核反應(yīng)堆的“第1道安全屏障”，燃料組件是核電站運(yùn)行的消耗品，每一個 換料周期（12個刀或18個刀），1 /3的燃料組件礙要更換。為了加深燃耗、降低燃料循環(huán)、 提高反應(yīng)堆功率、延長換料周期，核發(fā)達(dá)國家將鈾合金包殼等結(jié)構(gòu)材料放到戰(zhàn)略性的高度加 以重視，開發(fā)ll'. r nf用于大型先進(jìn)壓水堆、性能優(yōu)界的鉗合金材料及組件，壟斷了世界核 電用zr合金材料市場。冃前國際上開發(fā)的錯合金主耍有zsn系、znb系和zr

5、-sn-nb系3大類。在20世 紀(jì)50年代，美國發(fā)展了 zr-2合金，由于zr-2合金耐高溫水及蒸汽腐蝕的性能較好，因 此自1967年以來，一肓被用作沸水堆燃料元件包殼材料及其它堆芯結(jié)構(gòu)材料。zr-2合金在高溫下腐蝕時容易吸氫，造成合金的脆化，稱為“氫脆”，如美國薩凡納河 反應(yīng)堆中的zr-2合金包殼管就因“氮脆”的原因而造成了早期破損事故，隨后乂有多起因“氮 脆”而導(dǎo)致的反應(yīng)堆燃料元件破損事故的報道。為克服此缺點(diǎn)，研究人員去掉了 zr2合金 中的ni并提高了 fe含量，從而開發(fā)出了 zr-4合金。在360°c高溫高壓水中，zr-4合金 的吸氫量明顯減少，僅為zr-2合金的1/2至1/

6、3。zr-4合金被廣泛用作壓水堆和加壓重 水堆的元件包殼和沸水堆的元件盒以及其它堆芯結(jié)構(gòu)材料等。在zr-4合金基礎(chǔ)上，通過降 低sn含量進(jìn)一步發(fā)展了低sn的zr-4合金。與常規(guī)zr-4合金相比，低sn的zr-4合金 具有更好的耐腐蝕性能。前蘇聯(lián)開發(fā)成功的zr-lnb合金（zr-nb系合金）主要川作壓水堆元件的包殼材料。 zr-lnb合金的強(qiáng)度和鴉性與zr-2合金基木相同，但吸氫要比zr-2合金小。zr-2合金、zr-4合金、zr-lnb合金稱為第1代鉗合金，低sn的zr-4合金稱為第2 代鉆合金。核電反應(yīng)堆的發(fā)展方向是提高卸料燃耗，延長換料周期，以降低核電成本。這就要求增 加燃料的燃耗，捉高冷

7、卻劑的溫度并調(diào)整冷卻劑的ph值，即燃料包殼的工況變得更為苛刻。 目前的常規(guī)zr-4合金和改進(jìn)zr4合金已不能滿足燃耗達(dá)55 gwd/tu反應(yīng)堆的運(yùn)行要求。 為此各國都在研究性能更好的新型錯合金，紛紛開展了綜合zr-sn及zr-nb系合金優(yōu)點(diǎn)的新 型鉆合金（zr-sn-nb系合金）的研制。20世紀(jì)90年代，法國成功開發(fā)出m5合金，當(dāng)燃耗達(dá)到60gwd/tu時，m5合金 的氧化膜厚度只冇z4合金的1/3,吸氫量只冇zr-4合金的1/5,而h輻照生長和蠕變性 能都優(yōu)于zr-4合金。m5合金的堆內(nèi)腐蝕對反應(yīng)堆溫度和中子通量的敏感性比zr-4合金 的要小的多。美國開發(fā)了 zirlo合金作為燃料元件的包殼

8、材料，在br3堆中經(jīng)平均燃耗為71gwd/tu 的考驗后，其均勻腐蝕比zr-4合金小50% ,輻照生長和蠕變性能也優(yōu)于z4合金。此外，俄羅斯研制出e635合金、li木研制出nda合金、韓國研制出hana合金、 徳國研制出pca合金。這些合金都具有比zr-4合金更好的堆內(nèi)性能，尤其是徳國開發(fā)的 zr-nb-sn-fe-v合金經(jīng)反應(yīng)堆輻照考驗，在燃耗高達(dá)98gwd/tu時，腐蝕還未發(fā)牛加速現(xiàn)象。zirlo、m5、hana等zr-sn-nb系錯合金稱為第3代誥合金,它們已取代第1、2代 鉗合金在第3代壓水堆核電站中進(jìn)行了系統(tǒng)廣泛的商業(yè)應(yīng)用，表1給出了國際上已經(jīng)使用 和試用成功的典型鉛合金成分。近10

9、年來，隨著核電技術(shù)的進(jìn)一步發(fā)展，各國在新鉆合金成分研制方面繼續(xù)前行，美 國、法國、韓國等國家在己經(jīng)商用的成功的鏘合金基礎(chǔ)上，開展了成分優(yōu)化或新合金成分的 研究，新研制的鉛合金大多已經(jīng)或正在進(jìn)行堆內(nèi)輻照考驗,并已部分取得堆內(nèi)輻照考驗數(shù)據(jù)。 國內(nèi)為了打破國外廠商對鉗合金成分的壟斷，以中核集團(tuán)、國家核電和廣核集團(tuán)等為代表的 核電龍頭企業(yè)也開始注重開發(fā)具冇自主知識產(chǎn)權(quán)的鉛合金，冃前堆外研究都已取得不錯研制 結(jié)果，但缺乏堆內(nèi)輻照數(shù)據(jù)，總體上落后于國外。表丨 已經(jīng)便用和試用成功的典型信合金成.分(m/%)table 1 compositions of the typical zirconium alloy

10、s (w/%)alloysnnbcrni()countryzr-21.2-1.7一0. 07 - 0. 200. 05 -0. 150. 03 -0. 080. 08 -0. 15/zr - 4 (con.)1.2-1.7-0. 180 240. 07 0. 13?0. 0070. 08 0 15/zr - 4 (low sn)1.2-1.5w50xl0"0. )8 -0. 240. 07 0. 130. 09 -0. 16/zr-2. 5ni>2. 5 ±0.20. 08 0 150. 008 0 020. 09 0 13/zr - 1ni)1 ±0. 1

11、50. 006-0.012-0. 05 -0. 07/e6351.2-1.300.95-1.050.34-0. 40-0. 05 -0.07rutmiaziklo0 8 1.20. 8-1.20. 09 0. 13-0. 09 0 12usam50.8 -1.2-0. 09 -0. 15fmnrenda1.00. 100. 280. 160.01-japanhana6-1. 1(0. 05 cu)-korean181.00.30.30. 10. 08 -0. 14chinan361.01.00.3一0. 08 -0. 14china3sic包殼材料研究進(jìn)展鉆合金作為核燃料包殼材料已經(jīng)40多年了

12、，在未來幾i年內(nèi)鉆合金仍將是壓水堆堆芯用主要包殼材料，但隨著核電技術(shù)的進(jìn)步，換料周期的增長，安全性要求的提升，尤其是2011 年3月日木福島核電站事故中的置氣爆炸給核電站造成了最嚴(yán)重的損害，并造成人量的放射性產(chǎn)物釋放事故，而爆炸的元兇氫氣是灼熱蒸汽與過熱核燃料棒的錯合金包殼接觸產(chǎn) 生的。因此，研發(fā)具冇一定程度包容事故能力的包殼材料，成為國際上核燃料領(lǐng)域發(fā)展的新 方向，sic是一種極具應(yīng)用潛力的材料，有可能成為第4代核反應(yīng)堆的包殼材料同。sic/sic復(fù)合材料與鏘合金相比有以下優(yōu)勢：由于其熔點(diǎn)高（髙純sic熔點(diǎn)2730°c, zr 熔點(diǎn)1852°c）,工作溫度極限很高（200

13、0°c）,所以在冷卻劑喪失（lo-ca）事故發(fā)牛時也不會發(fā) 生危險。由于sic與水蒸氣反應(yīng)活性很低，發(fā)生失水事故時，溫度升高也不會產(chǎn)生大量氫 氣發(fā)生危險，并避免反應(yīng)放熱兇。sic水側(cè)腐蝕速率很低，可以大大延長換料周期。 相比鉆合金，sic具有更低的中子吸收截面，可以節(jié)省約25%的燃料。高的機(jī)械強(qiáng)度降 低磨損導(dǎo)致失效的兒率。得益于sic可以在loca工況下工作，可以提高約30%的功 率。核燃料燃燒更充分，提高功率，減少廢料的放射性，降低廢料處理難度。但與錯合金包殼相比，sic材料的劣勢有何：價格昂貴。工藝不成熟，不能達(dá)到包 殼管要求（尺寸，公差等）。作為包殼管材料，工程應(yīng)用數(shù)據(jù)缺乏。獲

14、得許町證尚需漫長 時間。換用sic做包殼，很多相關(guān)規(guī)格標(biāo)準(zhǔn),共至反應(yīng)堆熱工設(shè)計都需重新變動，比如uo2 豐度、換料周期等。目前sic復(fù)合材料包殼管一般有以下兩種類型：3. 1純sic型純sic型的結(jié)構(gòu)分內(nèi)、外兩層，如圖1所示。內(nèi)層為整體致密sic層，防止氣態(tài)裂變 產(chǎn)物外泄（見圖la）,圖la中還標(biāo)注了內(nèi)層結(jié)構(gòu)的細(xì)節(jié)。外層為sic/sic復(fù)合材料層（纖維+ 滲入sic）o sic纖維是提供機(jī)械強(qiáng)度，在發(fā)生事故時保持固態(tài)裂變產(chǎn)物不外泄，維持基本幾 何形狀。其滲入sic是增加致密度，并提供腐蝕保護(hù)，防止磨損。fi amont windingmatrix densificationtow (500-1

15、 000 fibers)圖1西屋公司純sic型包殼：（a）結(jié)構(gòu)圖示，（b）實物照片3. 2sic金屬復(fù)合型i這種包殼管將sic材料與傳統(tǒng)的金屬材料復(fù)合制成包殼管，包殼管的形式為:金屬層+ 整體致密sic層+纖維層結(jié)構(gòu)，圖2和圖3分別為碳化硅金屬復(fù)合烈燃料棒樣品及結(jié)構(gòu)示 意圖。從圖3看出，這種燃料棒分為內(nèi)層、中間層和外層3層復(fù)合結(jié)構(gòu)。內(nèi)層為金屬襯里， 一般為傳統(tǒng)的鉆合金材料，主要起保證氣密性，防止氣態(tài)裂變氣體外泄的作用，與傳統(tǒng)皓合 金燃料棒類似，包殼管兩端也采用焊接密封端u; «|間層為整體致密sic材料，主要增加包 殼的強(qiáng)度，提升力學(xué)性能；外層為sic纖維，與中間層的致密sic間添加

16、純碳潤滑層，通過 滑動傳遞應(yīng)力，可獲得一定的延展性，并幾具有良好的耐腐蝕性能。sic包殼與水反應(yīng)緩慢，與傳統(tǒng)鎧合金包殼相比，可把產(chǎn)生氫氣的風(fēng)險降低幾千倍，避 免福島核電站的類似事故，在正常工況條件下也具有老化慢、耐蝕性能好，使用壽期長的特 點(diǎn)。但作為一種新型核電用材料，尚需投入大量基礎(chǔ)研究及工程應(yīng)用研究，才能進(jìn)一步走向 實用。圖2 sic陶瓷基復(fù)合材料實驗棒照片圖3三層復(fù)合包殼管的設(shè)計示意圖4結(jié)語(1) 鉛合金在未來幾i年內(nèi)仍是核反應(yīng)堆包殼材料的主要用材，開展新合金的研發(fā)，不 斷提升鉆合金的性能是世界各國研究者共同的目標(biāo)。(2) 國內(nèi)在核級鉗材研制方面和國外存在著差距，但目前國內(nèi)企業(yè)己掌握了工

17、程化條件 下的核級海綿供生產(chǎn)技術(shù)及一整套鉆合金結(jié)構(gòu)材料的加工技術(shù)。因此適吋加大投入力度，強(qiáng) 化條件建設(shè)，就能加快具有口主知識產(chǎn)權(quán)錯合金的產(chǎn)業(yè)化步伐，可最終實現(xiàn)核電及核動力用 鉛合金材料的自主化，并參與國際市場競爭。(3) sic材料具冇更高的熔點(diǎn)、更好的耐腐蝕性能，是一種極具應(yīng)用潛力的材料，有可能 成為第4代核反應(yīng)堆的包殼材料，但還需投入人量研究。參考文獻(xiàn):于平安，朱瑞安，喻真烷.核反應(yīng)堆熱工分析.北京：原子能出版tt, 1981: 20-22.c r f azevedo. selection of fuel cladding material for nuclear fission reac

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