核电厂材料 chapter05 包壳材料 part2
核工程材料概述
核反应堆材料压水堆核电站结构●核电站原理：核裂变释放出的核能，被载热剂一回路水带出，并经过蒸汽发生器使二回路水变成蒸汽，蒸汽再驱动汽轮发电机组进行发电。
●反应堆所用的各种材料在成份、工艺、组织和性能上，都比常规电站材料要求严格第一章绪论●一、. 堆材料在核电站中的作用●反应堆材料在核电站运行中影响反应堆的安全性和机组寿命；●反应堆材料对核电站的建设速度、质量、数量和水平都起到重要的作用。
●在核电站的发展和新堆型的开发中，需要材料科学的发展，以大量材料数据作为基础，开发新材料。
●首先各国反应堆运行经验表明，运行上出现的问题或故障抢修，追究其原因，多半都与材料有关。
●其次，反应堆材料的工况比较复杂，除受温度、压力和腐蚀介质作用外，还受到中子辐照，由此而引起的性能恶化，对安全存在威胁。
●第三，如果堆材料的使用性能与工况要求不相匹配或者余量不足，将会使零、部件失去预定服役效能而引起失效或损坏。
这表明，在设计和建造反应堆过程中，每个部件、每个环节都离不开材料问题。
●第四，从降低成本、延长寿命和改进堆型考虑，必然涉及到合理选材、改进工艺和开发新材料的问题。
●第五，在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要有大量材料数据作基础●二、材料结构●材料结构是指组成材料的原子（或离子、分子）相互结合的方式或构成的形式以及结构要素按一定次序的组合、排列及相互间的各种联系。
●三、材料结构的具体内容● 1.组成材料的原子（或离子、分子）的构造● 2.组成材料的原子（或离子、分子）间的结合● 3.组成材料的原子（或离子、分子）的排列● 4.材料结构内存在的缺陷●四、材料的性能● 1.材料的性能是材料结构反作用于环境的能力● 2.材料的性能是由材料结构所决定的● 3.材料性能具有多面性● 4.材料性能是可以改变的原子——晶格——晶粒——相——组织——金属材料。
1.燃料（核裂变材料）✓压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷材料。
核工程材料概述
核反应堆材料压水堆核电站结构●核电站原理：核裂变释放出的核能，被载热剂一回路水带出，并经过蒸汽发生器使二回路水变成蒸汽，蒸汽再驱动汽轮发电机组进行发电。
●反应堆所用的各种材料在成份、工艺、组织和性能上，都比常规电站材料要求严格第一章绪论●一、. 堆材料在核电站中的作用●反应堆材料在核电站运行中影响反应堆的安全性和机组寿命；●反应堆材料对核电站的建设速度、质量、数量和水平都起到重要的作用。
●在核电站的发展和新堆型的开发中，需要材料科学的发展，以大量材料数据作为基础，开发新材料。
●首先各国反应堆运行经验表明，运行上出现的问题或故障抢修，追究其原因，多半都与材料有关。
●其次，反应堆材料的工况比较复杂，除受温度、压力和腐蚀介质作用外，还受到中子辐照，由此而引起的性能恶化，对安全存在威胁。
●第三，如果堆材料的使用性能与工况要求不相匹配或者余量不足，将会使零、部件失去预定服役效能而引起失效或损坏。
这表明，在设计和建造反应堆过程中，每个部件、每个环节都离不开材料问题。
●第四，从降低成本、延长寿命和改进堆型考虑，必然涉及到合理选材、改进工艺和开发新材料的问题。
●第五，在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要有大量材料数据作基础●二、材料结构●材料结构是指组成材料的原子（或离子、分子）相互结合的方式或构成的形式以及结构要素按一定次序的组合、排列及相互间的各种联系。
●三、材料结构的具体内容● 1.组成材料的原子（或离子、分子）的构造● 2.组成材料的原子（或离子、分子）间的结合● 3.组成材料的原子（或离子、分子）的排列● 4.材料结构内存在的缺陷●四、材料的性能● 1.材料的性能是材料结构反作用于环境的能力● 2.材料的性能是由材料结构所决定的● 3.材料性能具有多面性● 4.材料性能是可以改变的原子——晶格——晶粒——相——组织——金属材料。
1.燃料（核裂变材料）✓压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷材料。
第五章 包壳材料解析
❖ 5.1.2 镁及其合金 镁的中子吸收截面是铝的1/4，对中子的经济性
来说是很理想的材料，但镁在高温下会与二氧化碳 起作用而被氧化。在冶金及生产上的问题则集中在 防火、抗氧化和增加蠕变强度上。因此使用受到限 制。
镁合金（Magnox Al-80）含0.8%Al、0.020.05%Be, 它有好的抗蚀性和好的机械性能（延展 性）及可焊性，因而被用于英国的用石墨作慢化剂， 二氧化碳为冷却剂, 金属铀为燃料的动力堆中作为 燃料元件的包壳，可用至5000MWd/tU。
6
5.2 锆及其合金
❖ 纯锆是一种银白色，有光泽的延性金属，473K 时理论密度为6.55Mg/m3，熔点为2125K。
❖ 锆在高温下强度高，延性好，中子吸收截面小， 在高温水中抗腐蚀性能好，有较高的导热性和较好 的加工性能，与二氧化铀芯块有较好的相容性。因 此锆合金被广泛地用于动力堆作包壳材料。
0.07- 0.13
Zr-1Nb -
-
-
-
1.1
Zr-2.5Nb -
-
-
-
2.4-
2.8
10
表5-2* 锆合金的常用机械性能：
合金名称
强度极限（MPa） 屈服极限（MPa）
碘化法锆#
180-270
50-130
Zr-2合金## （20oC）
（340oC）
700,510,450 280
527,422,352 225
第五章 包壳材料
5.1 包壳材料简介 5.2 锆及其合金 5.3 锆-4合金 5.3.1锆-4合金堆外性能 5.3.2锆合金包壳制造工艺 5.3.3锆合金包壳堆内行为 5.3.4失水条件下的锆合金 包壳行为
1
包壳材料工作环境
核电厂材料
第一章1、压水堆的温度为什么要定在290~320℃，压力定在15.5 MPa?（综合题）原因如下：1.提高压力有助于提高反应堆效率，但要考虑经济性，最终将压力定为15.5MPa；2.压水堆包壳材料为锆合金，该合金最高的使用温度为400℃；3.为了满足包壳和冷却剂间的传热要求，需要满足一定的传热温差；4.为了保证冷却剂的稳定性和传热效率，冷却剂需要一定的过冷度。
综合以上原因将压水堆的温度设定在290~320℃，压力定在15.5 MPa。
第二章1、空间点阵：将实际存在的原子、离子或原子集团等物质抽象为几何点而忽略他们的物质性，这些抽象出的几何点称为阵点，阵点在空间周期性的规则排列称为空间点阵。
2、晶体结构：即晶体的微观结构，是指晶体中实际质点的具体排列情况。
3、晶胞：在空间点阵中我们选择一个小的平行六面体作基本单元，称为晶胞。
4、晶胞特点：（1）晶胞的几何形状应与宏观晶体具有同样的对称性;（2）平行六面体内相等的棱和角的数目应最多;（3）平行六面体的棱间存在直角时，直角数目应最多;（4）在满足上述条件的前提下,晶胞应具有最小的体积。
5、晶面指数和晶向指数的判断（1）确定晶面指数的步骤:●用轴长单位量出该面在3个晶轴的截距;●取截距倒数;●求出3个倒数的比值,把比值简约成最小整数比;●再把所得到的3个整数放入小括号中，以(hkl)表示，负号用上横线表示。
（2）晶向指数：用该直线上离原点最近的原子坐标表示该直线的方位，然后把它们简约成最小整数比，即得到晶向指数。
晶向指数常用用方括号表示:[uvw]，负号用上横线表示。
6、常见的三种晶体结构：面心立方、体心立方、密排六方7、晶体的三种缺陷（1）点缺陷：空位、间隙原子（肖脱基缺陷、弗兰克尔缺陷）、杂质原子（2）线缺陷：刃型位错、螺型位错（3）面缺陷8、细晶强化：指通过晶粒粒度的细化来提高金属的强度7、单晶体塑性变形的两种方式：滑移、孪生9、钢的热处理方法有哪些：（1）回复（去应力退火）：经过冷加工的金属在较低温度下加热（2）再结晶（3）退火：加热到临界点以上，然后保温一段时间再缓慢冷却，得到接近平衡状态组织的热处理过程称为退火。
核电站设备主要金属材料
1.核岛用金属材料概述不同堆型，其结构和用途虽有所不同，但在实现核裂变反应和可控制的过程是相同的，都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂（快堆除外）以及包容他们的压力容器或压力管道等，因而需要各种各样的材料来制作相关部件，以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。
按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同，核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。
有核级要求的设备，一般即称其所用材料为核电关键材料。
核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金；若进一步细分，则有碳（锰）钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等，按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。
核反应堆的发展，从一开始就包括了材料的开发与优化，材料的发展决定了其发展情况。
因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件，如辐照或冷却剂腐蚀等，要求所用材料必须能适合于这些应用条件；强调材料的另一个原因，是核电站系统比常规电站有更高的安全要求。
由于我国目前主要是建造第二代成熟的1000MW压水堆核电站、通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW级压水堆核电站。
因此，本讲义以压水堆核电站为例，对其不同设备的用材做一简单介绍。
在压水堆核岛中，主要设备除反应堆及压力容器外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。
由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同，故材料的使用要求和环境条件也不尽相同，不同程度地存在辐照或酸腐蚀等；不仅要考虑常规的一些要求（如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能），而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化，如晶间腐蚀，应力腐蚀和低应力脆断、以及材料间的相容性、与介质的相容性，以及经济可行性等。
为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据，下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及他们的所用材料体系简述如下。
1.1压水堆零/部件用金属材料1.1.1包壳材料包壳，是指装载燃料芯体的密封外壳。
核反应堆包壳材料的研究进展
核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包壳是核燃料的封装容器，是规定燃料元件几何形状的支撑结构。
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属包壳。
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壳材料[1]。
选择包壳材料，须要综合考虑下列因素[2]：1.与核燃料的相容性要好，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.具有良好的核性能，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，具有一定的强度与韧性，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，锆及锆合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300~400 ℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主要用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、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“原子时代第1金属”[3]。
近年来，各国在提高反应堆的安全性、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锆合金、SiC包壳材料以及开展包壳材料涂层保护技术的研究，目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动锆(铪)工业起步的主要动力。
金属Zr就是美国发展核潜艇的产物，后来，随着人类对高效、清洁能源的需求，锆被大量地应用到核电反应堆。
核电关键材料范文
核电关键材料范文一、反应堆材料1.燃料元素：核电站的燃料元素主要是铀、铀-钚和铀-铀燃料。
这些燃料元素需要具备高温抗辐射、稳定性和易于加工的特点。
此外，还需要考虑核燃料的回收和处理问题。
2.燃料包壳：燃料包壳是保护燃料元素的关键组件，需要具备高温抗辐射和耐腐蚀的特点。
常用的包壳材料有锆合金、不锈钢和镍基合金。
3.反应堆压力容器：反应堆压力容器是核电站的核心组件，负责容纳反应堆燃料和冷却剂，并承受高温和高压。
常用的压力容器材料有低合金钢和不锈钢。
二、冷却剂材料1.轻水反应堆：轻水反应堆使用水作为冷却剂，因此需要具备耐高温和高压的特性。
常用的材料有不锈钢、钛合金和镍基合金。
2.重水反应堆：重水反应堆使用重水作为冷却剂，因此需要具备耐腐蚀和抑制中子吸收的特性。
常用的材料有铝合金、锆合金和镍基合金。
三、辅助设备材料1.冷却塔：冷却塔用于将核电站中发热的冷却剂冷却至环境温度。
常用的材料有水泥、钢筋和玻璃钢。
2.控制棒：控制棒用于控制核反应堆的输出功率，需要具备较高的耐辐射性和热导性能。
常用的材料有铜-铌合金、不锈钢和锆合金。
未来的发展趋势：1.开发高温材料：随着核电站的发展，对高温材料的需求也越来越大。
目前正在研发的高温材料主要包括碳化硅、碳化钨和氮化硼等。
2.创新防腐材料：核电站中的材料容易受到腐蚀，因此需要开发新的防腐材料。
目前的研究方向包括氧化铝涂层、陶瓷材料和高温合金等。
3.提高材料性能：随着科技的进步，可以通过改变材料的原子结构和添加适量的合金元素来提高其性能，例如提高材料的强度、导热性和耐辐射性。
总之，核电关键材料是实现核能产生和控制的基础，对核电站的运行稳定性和安全性起着关键作用。
随着核能的广泛应用和技术的不断进步，核电关键材料的研究和开发将成为核能领域的重要课题。
材料与水化学第讲包壳材料
对氧化膜的损伤：
辐照诱发电导
锆合金的腐蚀(1)
均匀腐蚀
锆合金在高温纯水和蒸汽中 ，耐蚀性良好，但在高燃耗 (50GWd/tU)下，氧化膜厚度 增到50～60μm，伴生的应力 易使氧化膜破裂或剥落，所 以包壳管的水侧均匀腐蚀受 到重视。
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
锆的氧化动力学曲线
样品增重随氧化时间 的变化曲线称氧化动 力学曲线。用在一定 温度下样品由于吸收 氧而增加的重量代表 氧化过程进行的程度 （即样品增重）。
Ti)的作用；减小吸氢危害
锆合金的发展
1950s 以来Zr- 2 、 Zr-4 、 Zr-1Nb 合金在商业
国
堆中用作燃料组件部件；Zr-2.5Nb合金压力管
际
上
1980s 和1990s发展了低Sn 含量Zr-4合金，
锆
同时推动了新型锆合金的发展
合
金
的
ZIRLO、E635 （70年代末）
发
M4、M5 （80年代初）
块与包壳的相互作用等危害； 包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动和腐蚀以及氢脆等威胁
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。
对包壳材料的性能要求
核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性
特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中 子吸收截面的限制十分严格。
锆合金的加工
研究加快核燃料包壳管材料测试(图)
研究加快核燃料包壳管材料测试（图）近日，美国桑迪亚国家实验室正在利用其离子束实验室来研究如何迅速评估合金材料的性能，而这些合金材料很可能被用在建设下一代核反应堆或者延长现有核反应堆的寿命上。
工程师正在进行测试由于担负着防止核泄漏的重要任务，核燃料的包覆材料——包壳管被视为核安全的首道防线。
因为包壳管要面临高温、高压、强烈的中子辐照、硼水腐蚀等多重严峻考验，所以，核燃料的包壳管材料必须符合极其严格的要求。
如果外壳变得很脆，核燃料棒有可能会迸裂，进而会将放射性材料泄漏到反应堆外围的环境中。
运行中的核反应堆会引起包壳管所用合金材料发生微观结构上的渐进性变化。
这些变化可能会损害材料的完整性。
所以要弄清合金的腐蚀机理，鉴别哪些因素能显著降低腐蚀速率，弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜的影响，这些都是新合金成分和工艺路线设计的基础。
材料科学家哈立德·哈特是这项研究的主要负责人。
哈特举例说：“以我们常见的铁锈为例，铁锈最初产生的时候，肯定和微观结构的变化有关。
如果我们能在纳米层级上了解铁锈产生的原因，我们就可以阻止诱因的发生，从而不让铁再生锈。
”现有的材料评估方法需耗时十几年甚至几十年。
桑迪亚国家实验室的离子束实验室已经运作了一年左右，正在做原子辐照试验，可以节省出多年的测试时间。
离子束实验室正使用各种耐火材料来模拟各种类型的损害，从而预测先进核反应堆燃料包壳管的使用寿命。
离子束实验室可以让研究者们在纳米级上做现场离子辐射试验并迅速得出结果。
在串联静电加速器、透射电子显微镜等高科技试验设备的辅助下，研究者们正在试图掌握在辐射下合金的微观结构变化。
哈特说：“通过纳米级的离子辐射试验，我们正在寻找制造适用于下一代核反应堆的合金新材料，还可以更好地了解现有的反应堆性能，我们已经可以快速检测材料的力学性能，筛选材料，看看哪些是最适合的材料。
”更好地了解包壳材料的性能可以改善反应堆的效率。
在实验室中，哈特和他的团队正在检测极端环境下材料在纳米级上产生的变化。
第五章包壳介绍
13
（2） Zr-2 合金 进一步的研究发现，在锆中加入约0.1%的铁和 少量的铬及镍是极为有利的。 与锆-1合金相比，锡的含量适当降低，因为含锡 量增高会降低合金的耐蚀性。因此锆-2合金的添加 元素成分为：锡-1.5%；铁-0.12%；铬- 0.10%；镍 -0.05%。 经过近30年在沸水堆和压水堆上作燃料包壳及堆 芯结构部件的应用，证明锆-2合金在高温水和蒸汽 中有良好的耐蚀性能和强度，运行是可靠的。它的 热中子吸收截面在0.18-0.23靶恩,硬度为纯锆的两倍。
0.050.15 0.070.13 -
1.1 2.42.8
10
表5-2* 锆合金的常用机械性能：
强度极限（MPa） 屈服极限（MPa） 合金名称 碘化法锆# Zr-2合金## （20oC） （340oC） Zr-4合金（RT） （385℃） Zr-1Nb合金 Zr-2.5Nb合金 180-270 700,510,450 280 755 450 320-380 400-480 50-130 527,422,352 225 589 363 180-250 280-350 30-50 12,16,28 20 23 25 28-40 22-25 延伸率（%）
7
锆的性能
（1）存在着两个同素异型结构 从室温到1135K为α相，密排六方结构 （HCP） 1135K到2125K为β相，体心立方结构（BCC） （2）线膨胀系数 4.9X10-6K-1 a向5.2X10-6K-1 ，c向7.8X10-6K-1 锆管平均值：轴向5.6 X10-6K-1，径向6.8 X10-6K-1 （3）热导率 23.7W/mK （473K时） （4）抗拉强度 334MPa 8 （5）延伸率 25%
5包壳材料详解
Zr-3 过多的锡含量会影响加工成型性，同 时研究证明，在350℃水中和400 ℃蒸汽 中的吸氢与镍的含量有很大关系。因此， 降低了锡含量和镍含量，把镍含量由原来 的0.05%降低到了0.007%，研制了锆-3合 金。
Zr-4
由于减少了镍含量，抗腐蚀性能有所下降，研 究表明：铁、铬、镍的总量保持在0.3%左右可以 得到合适的第二相，获得较好的抗腐蚀性能。因 而把铁含量由原来的0.12%增加到0.18%-0.24% ，这就形成了锆-4合金。 锆-4合金在350 ℃高温水中和400 ℃蒸汽中有更 好的耐腐蚀性能，而吸氢量仅为锆-2合金的1/21/3，其余性能与锆-2相似。它已广泛被用于压水 堆和重水堆中做燃料包壳材料和堆芯结构材料。
2）锆-2.5铌合金
含有2.5 wt%铌的锆合金在高温水中的耐腐蚀 性虽不如锆-锡合金，但吸氢率低，径向蠕变速 率很小，同时可以热处理强化。 锆-2.5铌合金在重水堆上主要用于制作压力管， 在动力堆中用于元件盒壳体的板材及堆芯部件 的结构材料。 锆-2.5铌合金在使用中一个比较大的问题是氢 化物的延迟开裂（DHC）。其原因是在应力梯 度的影响下，氢向裂纹尖端扩散所引起的。
5.1.2 常用的包壳材料
1）铝、镁、锆的合金（中子吸收截面小、 熔点高） 水堆中应用最普遍的是锆－2和锆－4合金 2）不锈钢和镍基合金（优异的高温性能 和价格优势）。快堆中主要考虑高温性能 和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不 锈钢，有时也使用镍基合金。
5.2 锆及其合金
5.2.1 金属锆的性能 纯锆是一种银白色，有光泽的延性金属， 473K时理论密度为6.55Mg/m3，熔点为 2125K。 自然界中锆与铪共生，其含量为50:1，铪 的中子吸收截面约为400b，因此锆与铪必 须分离才能用于反应堆做包壳材料。
核电站安全壳的材料与构造
安全壳的材料与构造50年代的“安全壳”，为了达到密封和坚固的目的，是做成球形的。
这是一个很大的球，直径大到20～30米，是用厚达50毫米的钢板压成弧形，一块块地拼焊起来的。
这要有很高的焊接技术，才能保证密封得很好。
这种巨大的圆球，构成了核电站特有的宏伟壮观的景色。
造一个这样大的球形钢壳，要用几百吨钢材。
钢材用得多还在其次，主要的困难在于焊接工艺不易达到要求。
几千块钢板，几万米焊缝，要做到一丝儿气体也不漏，实在是很困难，而且还要防止焊接中钢板变形。
既然安全壳是一种工业建筑，为什么不能用钢筋混凝土来造呢？60年代就为核电站建成了钢筋混凝土的安全壳，里面敷上钢衬里。
式样也从球彩演变为圆柱形上接一个半球形的盖，这样便于浇灌。
钢筋混凝土壳厚达一米，用来承受压力，而钢衬里只用来保持密封，这样，钢板可以用得很薄，焊接时就比较容易达到气密的要求了。
有时候由于要求更可靠的气密性，在钢衬里和混凝上壳之间留一层一米多厚的空气隙，空气隙内的气压比周围环境的大气压低一些，如果钢壳发生泄漏，有放射性的气体就漏入这空隙中，但是它不会再透过混凝土壳的裂缝漏到外面去，只能是外面的大气漏入空隙中。
漏入空隙中的有害气体便可吸入专门的处理设备中加以处理，以除去有害的成份。
为了使混凝土安全壳更加坚固，现在大部分新建的核电站都采用预应力混凝土安全壳。
它的原理很像紧箍木桶的铁箍的妙用。
在混凝土里嵌进许多纵横交错的钢丝绳，用巨大的螺旋机构将钢丝绳拉紧。
这样的安全壳十分可靠。
每一股钢丝绳都可以安装测力的仪器，随时检查拉紧的情况，如果有哪一根松了，便及时重新拧紧。
用这么多钢丝绳捆紧的混凝土壳，不可能一下子崩开。
要是损坏的话，总是先裂一条小缝，钢丝绳的弹力就会把这条小缝挤合。
这样的建筑物，固然没有窗，那么门有没有呢？门当然是要有的，不然怎么进去呢？不过这门也是密封的，而且还是十分坚固的。
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成品管检验与试验
5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
碘化法
表面处理 成品管检验与试验
5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
海绵锆按比例加入合 金元素后压制成块， 然后焊接成棒，做成 自耗电极，在真空电 弧炉中熔炼成锭
存在织构 有吸氢和氢脆问题，氢化
物的析出方向与织构和应 力有关，并会影响锆-4合 金包壳管的堆内性能 高温下与氧反应，应限制 在400oC以下使用 在高温下发生锆水反应， 产生氢气
优点
缺点
5.3 锆合金
CANDU堆燃料棒束包壳：Zr-4合金
CANDU6型重水堆 燃料棒束： • UO2芯块； • 锆包壳； • 石墨中间层； • 端塞； • 隔离块； • 支承垫； • 端板
国产新Zr合金N36的吸氢
核工业研究生院
CIAE，龙斌
5.3 锆合金
锆合金包壳管的堆内行为
吸氢和氢脆
•当合金中氢的固溶度超过极限固溶度时，氢将以氢化物（ZrH1.5~1.7） 小片析出。氢化物在低温下（260oC或150oC）为脆性相，析出的氢化 物可能成为材料的裂纹源，使锆合金的延性降低，造成氢脆。 • 对燃料元件包壳来讲，氢化物的排列方式对包壳管的力学性能影响 很大：呈周向排列取向的氢化物对强度的影响不大；呈径向排列取向 的氢化物，会使强度和延性大大降低。
锆合金包壳管的堆内行为
辐照对拉伸性能的影响
辐照对锆合金拉伸性能的影响
• 辐照后强度（屈服强度和抗拉强度）升高，延伸率下降
5.3 锆合金
芯块与包壳的相互作用（PCI） PCI是指燃料元件芯块与包壳之间的机械相互作用和化学 相互作用共同引起的元件破损现象，即PCI=PCMI + PCCI （或FCCI） 锆包壳管在堆内受力，应力主要来源于芯块的变形。 • 当燃耗达到一定值后，芯块与包壳贴近，在反应堆功率 循环或剧增时，芯块畸变使包壳受到很大的应力，包括 包壳管的轴向拉应力和径向局部应力 • 在高燃耗下，燃料元件内侵蚀性裂变产物浓度增加，超 过临界值，会产生应力腐蚀 PCI对核电站的安全、经济和高效运行有直接的影响，是 燃料棒使用寿命的限制因素之一
锆合金的氧化动力学曲线
5.3 锆合金
锆合金包壳管的堆内行为
非均匀腐蚀（局部腐蚀）
疖状腐蚀 （Nodular
corrosion) •疖状腐蚀是沸水堆燃料 元件及元件盒中的常见现 象，在PWR中也有出现。 •常在富氧水质下发生； • 形貌是白色氧化膜 （ZrO2）园斑，其直径可 达0.5mm或更大，深度可 达10-100m；
重水堆电站CANDU运行操纵人员 基础理论培训
北京， 2018
核电厂材料 Materials for Nuclear Power Plants
龙 斌 教授
中国核工业研究生院
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
核电厂材料 Materials for Nuclear Power Plants
锆合金的氧化动力学曲线
5.3 锆合金
表面腐蚀 • N的存在会加速腐蚀，N<0.004% • 中子辐照对锆合金腐蚀有加速作用，出现白色膜是锆 合金结构件因腐蚀事故而报废的标志 • 当燃耗接近40，000~50，000MWd/tU时，氧化膜 的厚度可达50~60m， 已接近包壳壁厚的10%
美国国家标准“固定式压水堆 燃料元件设计准则”规定： 寿期末，燃料元件包壳最大腐 蚀深度应低于壁厚的10%
5.3 锆合金
锆合金的辐照生长 所谓辐照生长就是在快中子辐照下，金属晶体在某个特定 的方向上伸长，其他方向上收缩，体积不变的现象 也就是说，在没有应力作用下，快中子辐照使-Zr密排六 方晶胞缩短变粗且体积不变的现象，叫辐照生长
锆在辐照下呈现a轴生长，c轴缩短。
5.3 锆合金
锆合金的辐照生长 锆包壳存在织构，通过合适的加 工制度，得到接近径向基极织构
第五章 包壳材料 Cladding part2
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
5.3 锆合金
锆-4合金的性能
具有小的中子吸收截面； 具有良好的抗辐照损伤能
力，并且在快中子辐照下 不产生强的长寿命核素 具有良好的抗腐蚀性能， 不与二氧化铀燃料反应， 与高温水相容性好 具有好的强度、塑性及蠕 变性能； 熔点高； 好的导热性能及低的线膨 胀系数； 工艺性能好，易于加工和 焊接
表面处理 成品管检验与试验
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
450~500oC消除应力退 火或600oC以上再结晶 退火 包壳管的最后处理： BWR：化学抛光+高压釜预生致密 氧化膜 PWR：机械抛光+堆内形成氧化膜
表面处理 成品管检验与试验
非破坏检验：肉眼观察、表面光洁 度分析、管子长度与垂直度检查、 测量内径与外径、测量壁厚、超声 波无损探伤 破坏性检验：化学分析、机械性能 测试、内压试验、显微组织及氢化 物取向分析
5.3 锆合金
芯块与包壳的相互作用（PCI）
PCCI/SCC
燃料元件在堆内辐照的中、后期， 特别是芯块与包壳接触后，会产 生很大的拉应力；同时侵蚀性裂 变产物如碘、铯、镉等已有相当 浓度，并沉积在芯块与包壳内壁 之间，就会形成燃料包壳的应力 腐蚀开裂（SCC）
FCCI PCMI
• 侵蚀性裂变产物引起的SCC 有阈值（应力阈值、应变阈 值以及浓度阈值），当低于 这些阈值时，可避免SCC
随之发生相应的塑性变形
5.3 锆合金
芯块与包壳机械相互作用（PCMI） • 径向变形：产生环脊。燃料芯块是有限 长圆柱体，在温度梯度下，芯块中心温 度明显地比外围高，因此芯块发生热膨 胀而变形，在自重的作用下，呈现沙漏 状。当芯块与包壳贴紧后，燃料元件外观出现竹节状 （环脊）。环脊位置在两个芯块的界面上，该处是包 壳承受应力最集中的地方，也是应变最集中的部位 • 轴向变形（棘轮机制）：使包壳管变长。当燃料元件 运行到一定燃耗，芯块与包壳间隙闭合而发生接触。 此时，会产生两个力，径向拉应力使包壳/芯块进一步贴紧；芯 块和包壳之间产生摩擦力，当芯块发生轴向伸长时， 该摩擦力 会使包壳随燃料芯块的伸长而伸长。当功 率下降时，芯块柱与包壳脱开，芯块落下。功率再 次提升时，摩擦力再次产生，包壳在此伸长，即每 次都有一定的塑性变形，即棘轮效应。该效应导致 燃料棒弯曲
第五章 包壳材料 Cladding
5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
碘化法（实际是采用氯化进行分离） 将海绵锆制成自耗电极，真空冶炼 挤压成厚壁管 采用Pilger轧机，冷轧成薄壁管 去应力退火或再结晶退火
表面处理
BWR：化学抛光，预制氧化膜；PWR：机械抛光 非破坏检验和破坏检验
在皮尔格(Pilger)轧机上冷轧，逐渐将厚壁 管拉拔成薄壁管。为了消除管材的冷加 工硬化，采用中间退火。 该工序是包壳管制备最 重要的工序之一
表面处理 成品管检验与试验
5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
为了获得取向为切向（周向）的氢化物，以减 少氢化物析出对力学性能的影响，管壁厚度的 变形量必须大于直径的变形量，而且要求使 晶粒的基极取向接近径向
5.3 锆合金
芯块与包壳的相互作用（PCI）：在水冷动力堆工况下，UO2芯块的平均温
度（1600oC)比包壳管（300oC）高；UO2的膨胀系 数（1110-6/oC）比锆合金（ 6.210-6/oC）大；芯 块又有畸变和肿胀，所以在功率跃增时，当二者 之间的间隙消失后，芯块会挤压包壳产生双轴拉 应力从而使包壳发生轴向和径向变形。因此每次 功率循环（开、停堆及电网负荷变化），包壳也
表面处理 成品管检验与试验
5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
表面处理 成品管检验与试验
在500~700oC，相 区，在液压机上将 胚料通过模具挤压 成厚壁管
5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离 合金熔炼 挤压成管胚 冷加工（冷轧） 最终退火
核工业研究生院
CIAE，龙斌
5.3 锆合金
锆合金包壳管的堆内行为
吸氢和氢脆 堆用锆合金的氢来源于加工时的自然吸氢、芯块残 留的水和氢，以及最主要的腐蚀吸氢
• 按压水堆燃料元件设计安全准则，寿期末包壳中氢含量应 小于250g/g
• 锆合金于高温水氧化反应生成氢，部分 被合金基体吸收，在高温时固溶在基体中。 固溶度（或称溶解度）表示为： 8250 N0 = 9.9x104 exp(- ) RT 式中：N0—固溶度，g/g R---气体常数 T--- 温度， K
5.3 锆合金
锆合金包壳管的堆内行为
表面腐蚀：分为均匀腐蚀和非均匀腐蚀
均匀腐蚀 Zr+2H2O →ZrO2+4H 在氧化动力学曲线上有一从幂函 数关系型到直线型的“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（膜厚2~3m），分子式 为ZrO2 -x；在转折点后所生成的 氧化膜变为白色（50~60 m） 、 疏松的非保护性的化学计量ZrO2， 该膜容易呈薄片状剥落。
改进Zr-4的疖状腐蚀
5.3 锆-4合金
锆合金包壳管的堆内行为
缝隙腐蚀
• 常发生在包壳管与定位 格架接触部位的缝隙处。 该处水流阻力大，流速 慢，在热流作用下，此 处水质发生变化，冷却 水中碱性离子浓度增加， 局部pH值升高，引起严重碱蚀； • 腐蚀深度随着燃耗加深而增加，严重的局部腐蚀会影 响燃料棒的安全运行和使用寿命。