反应堆用材料1
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4
3 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。
❖ 主要的锆合金有Zr-2， Zr-4， Zr-1Nb， Zr-2.5Nb， 最新发展的锆合金有M5或ZIRLO合金等。
12
❖ （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。
5
5.1.2 锆-4合金的性能
❖ 锆-4合金是锆锡系的合金，它的性能在锆合 金中是比较好的，强度比纯锆大（参见表52），抗氧化、耐腐蚀性能都比较好，特别是 吸氢比锆-2少，仅为锆-2合金的三分之一到 二分之一。
6
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）
❖ 包壳材料应具备的条件叙述如下： （1） 具有小的中子吸收截面。 （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。
部分再结晶退火，完全再结晶退火的性能值； 340oC的数据为部分再结晶退火的性能值。
11
锆——锡系列合金 ❖ （1） Zr-1合金
由于纯锆的抗腐蚀性能受氮的影响很大， 研究发现，当加入2.5%Sn时可以抵消 700ppm 氮的有害影响，并能使生成的氧化 膜牢固地附着在锆基体上，于是产生了以锆2.5%锡为合金成分的工业合金“锆-1”。
Zr-4合金（RT）
755
589
（385℃）
450
363
Zr-1Nb合金
320-380
180-250
Zr-2.5Nb合金
400-480
280-350
延伸率（%）
30-50 12,16,28
20 23 25 28-40 22-25
10
❖ * 表5-2 的数据择自原子能出版社的“核动力 用锆合金”
❖ # 碘化法精炼纯锆（30oC）的机械性能。 ❖ ## 20oC时的三个数据分别为消除应力退火，
0.07- 0.13
Zr-1Nb -
-
-
-
1.1
Zr-2.5Nb -
-
-
-
2.4-
2.8
9
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）
（பைடு நூலகம்40oC）
700,510,450 280
527,422,352 225
❖ 1135K到2125K为β相，体心立方结构 （BCC）
❖ （2）线膨胀系数 4.9X10-6K-1
❖ （3）热导率 23.7W/mK （473K时）
❖ （4）抗拉强度 334MPa
❖ （5）延伸率 25%
7
❖ 锆的性能
（6）有些性能与加工的原始状态及过程有关； a. 存在织构，织构与拉拔过程有关，不能通过热处 理改变；
b. 在573K温度时氢的溶解度只有75PPm； 在高温下氢溶解于基体中，低温时以ZrH1.5的形
式析出，氢化物析出的方向和数量会影响锆的性能， 而氢化物析出的方向和分布与织构有关；
c. 与氧在高温反应。锆中的杂质元素（氮、碳、氧、 铝等）尤其是氮，即使是微量（0.004%）对锆的抗 氧化性能和抗腐蚀性能影响也很显著。
3
❖ 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。
作包壳材料。因为在快堆中中子经济性不十分严峻，而包壳 材料的高温性能成了主要制约因素。 ❖ 商用动力堆无论是沸水堆、压水堆，还是重水堆都用锆合金 作包壳。
2
❖ 1 铝及其合金 铝是首先被考虑用作反应堆包壳的。它的中子吸收截面
不是最小的，强度也不高，但因为铝有成熟的工业基础，易 于加工生产，此外它有一定的强度，好的导热性能和在 373K以下较好的抗腐蚀性能。 铝合金常被用于373K以下的，以水作冷却剂，功率较低的， 用于研究、培训及试验的反应堆中作燃料棒的包壳材料。也 作为生产堆的包壳材料。 如401院的重水研究堆（101）、轻水研究堆（492）、微型 中子源反应堆以及CARR堆。 ❖ 常用的铝合金牌号是6061。含1.2%Mg、0.8%Si、 0.4%Cu、0.35%Cr。它具有好的抗腐蚀性和机械强度。
1
5.1 包壳材料简介
❖ 在热堆中，为了中子的经济性，必须采用中子吸收截面小 的包壳材料。目前只有四种元素可考虑做包壳材料，它们具 有小的中子吸收截面和较高的熔点。它们是： 铝（0.23靶恩）、铍（0.010靶恩）、 镁（0.063靶恩）、锆（0.185靶恩）。
❖ 铝、镁、锆已用于燃料元件包壳，下面我们分别进行讨论。 ❖ 不锈钢以其优异的高温性能和价格优势在快中子增殖堆中用
8
5.2.2 锆合金
常用的锆合金有锆-锡系列及锆-铌系列它们的成分如下：
合金名称 Sn Fe（%） Ni（%） Cr（%） N（%） （%）
Zr-1
2.5 -
-
-
-
Zr-2
1.2- 0.07- 0.03- 0.05- -
1.7 0.2 0.08 0.15
Zr-4
1.2- 0.18- -
1.7 0.24
3 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。
❖ 主要的锆合金有Zr-2， Zr-4， Zr-1Nb， Zr-2.5Nb， 最新发展的锆合金有M5或ZIRLO合金等。
12
❖ （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。
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5.1.2 锆-4合金的性能
❖ 锆-4合金是锆锡系的合金，它的性能在锆合 金中是比较好的，强度比纯锆大（参见表52），抗氧化、耐腐蚀性能都比较好，特别是 吸氢比锆-2少，仅为锆-2合金的三分之一到 二分之一。
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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）
❖ 包壳材料应具备的条件叙述如下： （1） 具有小的中子吸收截面。 （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。
部分再结晶退火，完全再结晶退火的性能值； 340oC的数据为部分再结晶退火的性能值。
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锆——锡系列合金 ❖ （1） Zr-1合金
由于纯锆的抗腐蚀性能受氮的影响很大， 研究发现，当加入2.5%Sn时可以抵消 700ppm 氮的有害影响，并能使生成的氧化 膜牢固地附着在锆基体上，于是产生了以锆2.5%锡为合金成分的工业合金“锆-1”。
Zr-4合金（RT）
755
589
（385℃）
450
363
Zr-1Nb合金
320-380
180-250
Zr-2.5Nb合金
400-480
280-350
延伸率（%）
30-50 12,16,28
20 23 25 28-40 22-25
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❖ * 表5-2 的数据择自原子能出版社的“核动力 用锆合金”
❖ # 碘化法精炼纯锆（30oC）的机械性能。 ❖ ## 20oC时的三个数据分别为消除应力退火，
0.07- 0.13
Zr-1Nb -
-
-
-
1.1
Zr-2.5Nb -
-
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2.4-
2.8
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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）
（பைடு நூலகம்40oC）
700,510,450 280
527,422,352 225
❖ 1135K到2125K为β相，体心立方结构 （BCC）
❖ （2）线膨胀系数 4.9X10-6K-1
❖ （3）热导率 23.7W/mK （473K时）
❖ （4）抗拉强度 334MPa
❖ （5）延伸率 25%
7
❖ 锆的性能
（6）有些性能与加工的原始状态及过程有关； a. 存在织构，织构与拉拔过程有关，不能通过热处 理改变；
b. 在573K温度时氢的溶解度只有75PPm； 在高温下氢溶解于基体中，低温时以ZrH1.5的形
式析出，氢化物析出的方向和数量会影响锆的性能， 而氢化物析出的方向和分布与织构有关；
c. 与氧在高温反应。锆中的杂质元素（氮、碳、氧、 铝等）尤其是氮，即使是微量（0.004%）对锆的抗 氧化性能和抗腐蚀性能影响也很显著。
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❖ 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。
作包壳材料。因为在快堆中中子经济性不十分严峻，而包壳 材料的高温性能成了主要制约因素。 ❖ 商用动力堆无论是沸水堆、压水堆，还是重水堆都用锆合金 作包壳。
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❖ 1 铝及其合金 铝是首先被考虑用作反应堆包壳的。它的中子吸收截面
不是最小的，强度也不高，但因为铝有成熟的工业基础，易 于加工生产，此外它有一定的强度，好的导热性能和在 373K以下较好的抗腐蚀性能。 铝合金常被用于373K以下的，以水作冷却剂，功率较低的， 用于研究、培训及试验的反应堆中作燃料棒的包壳材料。也 作为生产堆的包壳材料。 如401院的重水研究堆（101）、轻水研究堆（492）、微型 中子源反应堆以及CARR堆。 ❖ 常用的铝合金牌号是6061。含1.2%Mg、0.8%Si、 0.4%Cu、0.35%Cr。它具有好的抗腐蚀性和机械强度。
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5.1 包壳材料简介
❖ 在热堆中，为了中子的经济性，必须采用中子吸收截面小 的包壳材料。目前只有四种元素可考虑做包壳材料，它们具 有小的中子吸收截面和较高的熔点。它们是： 铝（0.23靶恩）、铍（0.010靶恩）、 镁（0.063靶恩）、锆（0.185靶恩）。
❖ 铝、镁、锆已用于燃料元件包壳，下面我们分别进行讨论。 ❖ 不锈钢以其优异的高温性能和价格优势在快中子增殖堆中用
8
5.2.2 锆合金
常用的锆合金有锆-锡系列及锆-铌系列它们的成分如下：
合金名称 Sn Fe（%） Ni（%） Cr（%） N（%） （%）
Zr-1
2.5 -
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-
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Zr-2
1.2- 0.07- 0.03- 0.05- -
1.7 0.2 0.08 0.15
Zr-4
1.2- 0.18- -
1.7 0.24