核反应堆材料.ppt

常见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。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。如Al和Al合金用于低温水冷堆；压水堆中用Zr合金(如Zr-4)，BWR用Zr-2合金；Nb用于快中子堆。一些金属的中子吸收截面及熔点第31页,共60页，2024年2月25日，星期天锆的物理性质银白色的金属，熔点1845oC金属锆的物理性质a相

b相862oC塑性比较差0.8%体积变化延展性好，冷加工变形达80％第32页,共60页，2024年2月25日，星期天锆的化学性质锆是一种耐蚀性很强的金属：锆在室温下不易氧化，但随温度升高，易形成稳定的氧化物有很强的耐酸、碱能力在高温水中的耐蚀性也很好。在氧化动力学曲线上有一从抛物线型到直线型的“转折点”，在此点之前，在锆表面生成黑色、致密、呈保护性的非化学计量的氧化锆；在转折点后所生成的氧化膜则为白色﹑疏松的非保护性的化学计量氧化锆，易于呈薄片状剥落第33页,共60页，2024年2月25日，星期天锆合金的合金化目的锆的性能很容易受杂质的影响锆与铪(Hf)的化学性质很相近，而铪的热中子吸收截面(~105靶)远大于锆，自然存在的锆中铪含量一般为0.5~3.0％，所以必须严格控制锆中的含铪量，一般应低于100ppm。氮、碳、钛、铝等杂质元素，即使是微量也对锆的抗蚀性能的影响也很显著。其中以氮最为有害。Zr的氧化是通过氧的扩散进行的，氮离子(N3-)置换氧化锆中的氧离子(O2-)，同时产生附加的空位，增加了氧的扩散速率，从而使氧化加剧。高纯锆有良好的抗蚀性，但对纯度要求苛刻，价格昴贵，因此工程中多降低对原料纯度要求，通过合金化提高其抗蚀性和机械性能。锆合金化的主要目的是抑制有害元素的作用。第34页,共60页，2024年2月25日，星期天锆合金的发展1950s以来Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb合金在商业堆中用作燃料组件部件；Zr-2.5Nb合金压力管1980s和1990s发展了低Sn含量Zr-4合金，同时推动了新型锆合金的发展ZIRLO、E635（70年代末）M4、M5（80年代初）NDA、ELS（80年代末）N18、N36、HANG（90年代初）ZIRLO、M5、E635已商业化N18、ELS、DNA、HANG堆内考验代替Zr-4或Zr-2合金国际上锆合金的发展第35页,共60页，2024年2月25日，星期天锆合金几种典型的锆合金的成分(wt%)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。第36页,共60页，2024年2月25日，星期天锆合金的性能第37页,共60页，2024年2月25日，星期天锆锡合金Zr-1Zr-2Zr-4Zr－Sn二元合金，抗腐蚀性能不能满足工程需要适当降低Sn含量，添加微量Fe,Cr,Ni元素抗腐蚀性得到改善，同时提高了机械强度尽量降低Ni含量到200ppm以下，适量增加Fe减轻氢脆，吸氢量仅为1/3~1/2低锡Zr-4降低Sn含量，适量增加Fe，Cr元素改善水侧腐蚀第38页,共60页，2024年2月25日，星期天锆铌合金Zr－2.5Nb合金较高的强度和低的蠕变速度良好的抗吸氢脆化适用于制造高强度压力管主要问题是焊缝耐蚀性恶化(高温破坏了强化相)Zr－1Nb合金强度和塑性与Zr-2合金基本相同，耐蚀性略次吸氢量比Zr-2合金小力学性能与氧含量有密切关系俄罗斯用作PWR燃料包壳材料新型Zr－1Nb合金M5－法国Afa－3G包壳材料增加氧作为合金化元素，起强化作用消除其它杂质元素，降低腐蚀敏感性第39页,共60页，2024年2月25日，星期天锆锡铌合金Zr-SnZr-NbZr-Sn-Nb适当调整Sn、Nb含量，

控制其它微量元素改善抗腐蚀性、氢脆，提高机械强度美Zirlo俄E635日NDA1％Sn、1％Nb，微量O元素增加Si元素，Fe元素低Fe元素高，用于强化以低锡Zr-4为基础，增加0.1%Nb元素用于强化第40页,共60页，2024年2月25日，星期天锆合金包壳材料存在的问题高温下的耐蚀性不足：360℃以上水中的耐蚀性差氢脆锆合金在运行中吸氢而造成燃料包壳破坏是限制燃料元件使用寿命的因素；燃料芯块与包壳的交互作用(PCI)及包壳的应力腐蚀破坏（SCC）锆合金的堆内蠕变和辐照生长。锆合金在压水堆的运行温度下会发生蠕变，中子的辐照将使蠕变加