第五章包壳材料.
反应堆工概论整理重点讲义资料
第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
包装材料案例解读
包装材料: 塑料、纸、玻璃、金属、陶瓷、木材等 包装辅助材料：
包装辅助材料
与包装材料配合构成完整的包装容器或形成一个完整的 包装的一些其它材料。 包装辅助材料通常包括: 粘合剂、涂料、包装件用的捆扎材料以及封缄材料等。
包装材料学
涂料定义：
第二章 涂料
涂料是一种含颜料或不含颜料的、用树脂及油等制成， 涂覆在物体表面并能形成牢固附着的连续薄膜的包装辅助 材料。 涂料作用：
包装材料学
4．其它包装用涂料
钢铁重防腐无机纳米涂料)
包装材料学
4．其它包装用涂料
超防腐蚀耐高温无机 纳米涂料
包装材料学
4．其它包装用涂料
包装材料学
4．其它包装用涂料
包装材料学
4．其它包装用涂料
包装材料学
一、底层涂料
第六节 涂料的施涂工艺
即通常说的底漆，直接施涂于被涂物体的表面。
1．头道底漆
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颜料的特性
1. 具有强的着色力（着色强度），即颜料使其他物质呈现颜色的能力；
2. 有一定的遮盖力（被复力），即颜料遮盖底色的能力；
3. 较高的分散度（颗粒大小），分散度越大，能增加颜料的色调和亮度；
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包装材料学
涂料的分类
涂料的种类
CH2
CH CH2
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②直接氧化聚合
2 CH CH
+
O2
2
CH CH CH CH O O CH CH O CH O CH CH CH O CH CH O O CH CH
包装材料ppt课件
19
二、便于陈列展销的包装结构 1、集合式包装结构。 2、可挂式包装结构。 3、展开式包装结构（POP包装）。 4、系列型包装结构。
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集合式包装结构
利用一张纸成型，在包装内部自然形成隔，可 以有效地保护商品，提高包装效率。集合式包装主 要用于包装玻璃杯、饮料杯、饮料罐等硬质易损的 商品。
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插口封底式
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粘合封底式
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折叠封底式
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锁底式
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盒体结构 盒体结构的变化从外观上直接决定纸盒的
造型特点和设计个性。盒体结构主要形式分 为直筒式和托盘式两大类。
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喷雾式包装结构
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礼品包装结构
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软包装结构
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方便型小包装结构
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食品快餐容器结构
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桶状结构
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包装材料与造型设计
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1
包装材料
包装材料是商品包装的物质基础，因此， 了解和掌握各种包装材料的规格、性能和用 途是很重要的，也是设计好包装的重要一环。
反应堆热工水利分析复习题+答案
1下列关于压水堆的描述错误的是A、一回路压力一般在15MPa左右B、水用作冷却剂C、水用作慢化剂D、热效率一般大于40%2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是：A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统B、EPR是改进型压水堆C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年3下列关于沸水堆的描述不正确的是：A、相对于压水堆慢化能力有所提高B、蒸汽温度不高热效率低C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大D、压力容器要求相对较低4下列关于重水堆的描述错误的是：A、采用重水做慢化剂B、可以采用低富集铀做燃料C、轻水和重水都可以用作冷却剂D、不需要蒸汽发生器1反应堆按照冷却剂类型可分为：A、轻水堆B、重水堆C、气冷堆D、快中子堆2反应堆按照慢化剂类型可分为:A、轻水堆B、重水堆C、石墨慢化堆D、快中子堆3下列不属于第四代反应堆堆型的有:A、AP1000B、EPRC、熔盐堆D、超高温气冷堆4下列属于第四代反应堆堆型的有A、钠冷快递B、超临界水堆C、熔盐堆D、超高温气冷堆5下列属于核能发电的优点有：A、空气污染少B、不产生二氧化碳C、能量密度高，运输成本低D、发电成本受国际经济影响小6核能发电的缺点有：A、产生高放射性废物B、热效率低，热污染较大C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转D、潜在危险较大7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是：A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合D、山东威海采用的是华龙一号堆型8下列关于重水堆描述正确的有：A、中子利用率高B、重水作慢化剂C、废料中含235U极低，废料易处理D、天然铀作燃料9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源B、堆芯无慢化材料C、需用高浓铀作燃料D、中子裂变截面大10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义B、其安全性和经济性更加优越C、废物量极少、无需厂外应急D、具有防核扩散能力1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。
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
《包装材料》课件
塑料包装材料主要成分为合成树脂，常见的塑料包装材料包括塑料袋、塑料盒 、塑料瓶等。在使用过程中需注意回收和处理，以减少环境污染。
金属包装材料
总结词
金属包装材料具有强度高、密封性好、耐腐蚀等优点，常用于罐头、饮料等产品 的包装。
详细描述
金属包装材料主要由钢铁、铝等金属制成，常见的金属包装材料包括金属罐、金 属瓶等。金属包装材料在使用后可回收利用，但成本较高。
根据形态不同，包装材料可分为固体包装材料、液体包装材料和气体包装材料等。
包装材料的作用与功能
01
02
03
04
保护商品
包装材料能够保护商品免受外 界环境的影响，如防潮、防尘
、防震等。
方便使用
包装材料能够提供方便的开启 、关闭和携带方式，如易拉罐
、自封袋等。
促进销售
包装材料能够吸引消费者的注 意力，提高商品的市场竞争力
02
常用包装材料介绍
纸包装材料
总结词
纸包装材料是应用最广泛的包装材料 之一，具有成本低、可回收、环保等 优点。
详细描述
纸包装材料主要由纸和纸板制成，具 有良好的韧性和抗压性能，适用于各 种包装需求。常见的纸包装材料包括 纸箱、纸袋、纸盒等。
塑料包装材料
总结词
塑料包装材料具有轻便、防水、防潮等优点，广泛用于食品、药品等包装领域 。
根据运输方式选择包装材料
01
02
03
陆运包装
要求包装箱结实、抗冲击 ，能承受较大的压力和震 动。
空运包装
要求包装轻便、紧凑，以 满足航空运输的空间限制 和重量限制。
海运包装
要求包装箱防水、防潮， 能承受海上运输的颠簸和 湿度。
根据销售策略选择包装材料
材料与水化学 包壳材料课件
提高包壳材料的性能
耐腐蚀性
通过改进材料成分和表面 处理技术，提高包壳材料 在各种腐蚀环境下的耐久 性和稳定性。
高温性能
研发能够在高温环境下稳 定运行的包壳材料，提高 核反应堆等高温设备的工 作效率。
轻量化
采用新型材料和结构设计 ，降低包壳材料的重量， 提高设备的便携性和机动 性。
要点一
总结词
包壳材料在海水淡化中具有高效、低能耗的优点，能够为 人类提供充足、安全的水资源。
要点二
详细描述
海水淡化是解决全球水资源短缺的重要途径。包壳材料的 应用，可以通过反渗透等方法，高效去除海水中的盐分和 杂质，实现海水的淡化。同时，包壳材料的应用还可以降 低反渗透过程的能耗，提高淡化效率。
05
03
包壳材料的制备方法
熔融法
总结词
通过高温熔化材料，然后进行冷却固化来制备包壳材料。
详细描述
熔融法是一种常用的制备包壳材料的方法。它通过将原料在高温下熔化为液态，然后通过控制冷却速度和条件， 使液态原料凝固并形成固态包壳材料。熔融法制备的包壳材料具有较高的强度和良好的耐腐蚀性能。
烧结法
总结词
通过加热材料至其熔点以下，使其软化并粘结在一起，然后冷却固化来制备包壳材料。
包壳材料在水处理中的重要性
01
保护作用
包壳材料可以保护水处理设施免 受外界环境的影响，如腐蚀、氧 化等。
美观效果
02
03
标识作用
通过选择合适的包壳材料，可以 提升水处理设施的美观效果，使 其成为景观的一部分。
包壳材料可以用于标识水处理设 施的名称、型号、操作说明等信 息，方便使用和维护。
包壳材料的性能要求
生活污水处理
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。
5包壳材料详解
新锆合金与锆-4合金比较
3） 目前，我国研制的NZ2和NZ8合金已 进入工程化研究阶段，它们的力学性 能优于Zr-4合金，在含锂离子的高温水 中的耐腐蚀性得到明显改善，在500℃ 过热蒸汽中长期工作没有出现疖状腐 蚀现象。
5.3 锆-4合金
5.3.1 锆-4合金堆外性能 1）具有小的中子吸收截面。 2）导热性能好，热膨胀系数低。 3）具有良好的强度、塑性及蠕变性能。 4）熔点高。 5）应有良好的抗腐蚀性能。
Zr 2H 2O ZrO2 2H 2 Q
2. 脆化 在危急冷却系统注水淹没活性区时，由于急冷， 包壳中产生的淬火应力。 3. 高温胀破
危急堆芯冷却系统验收标准
1）峰值包壳温度小于1200； 2）最大包壳氧化量不超过氧化前包壳壁厚的 17%。 3）不超过活性区包壳总量的1%的锆参与锆-水反 应或锆-水蒸汽反应； 4）裂变产物释放量控制在<10%惰性气体；<3% 碱金属；<2%挥发性固体裂变产物；<0.1%其 他裂变产物； 5）不允许有妨碍堆芯冷却的几何形状变化。
5.3.2.1 表面腐蚀 （2）非均匀腐蚀 主要有疖状腐蚀，它是沸水堆中常见的腐蚀现 象，在压水堆中也有出现，外观形貌呈白色氧化 膜圆斑，直径约0.5mm。随着燃耗加深，腐蚀斑 扩展成片，它发生在富氧水质条件下。 另一种常见的非均匀腐蚀为缝隙腐蚀，它发生 在定位格架和包壳管接触部位。
5.3.2 锆包壳管的堆内行为
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。
第五章(堆芯稳态热工分析)
tcs ( x, y, z ) t f ,in
( ql ( x, y, z ) FE dz ) H
0
z
W ( x, y, z ) c p
ql ( x, y, z ) FqE
dcs h( x, y, z )
5.3.3 降低热管因子和热点因子的途径
热管因子和热点因子在反应堆设计时必须设法降低它们的数值。 要减小它们必须从核和工程两方面着手。
堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀的焓升工程热管分因子
F
E H ,3
Qn,max / Wh,min,3 Qn,max / W
W W h,min,3
考虑热管内冷却剂流量再分配时的焓升工程热管分因子
E H ,4
F
hh,max,4 hn,max,3
商定有关热工参数553单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法确定燃料元件参数根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算堆稳态热工设计的技术经济评价堆热工设计中的热工水力实验计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算cics计算燃料元件的温度燃料元件包壳外表面的温度燃料元件包壳内表面温度燃料芯块表面温度燃料芯块中心温度的计算堆热工设计中的热工水力实验测定核燃料和包壳的热物性以及燃料与包壳之间的气隙等效传热系数
可近似写成
t0,max t f ,in t f 2 [ f (0) c (0) g (0) u (0)]
类似地，燃料元件表面最高温度 t 也可近似用下式计算： cs ,max
tcs ,max t f ,in t f 2 f (0)
FqN 来 堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子
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
第五章 反应堆用材料2
清华的10MW的高温气冷堆的燃料 元件为球形，直径60mm，由50mm
的燃料区和5mm厚的外壳组成。燃 料颗粒均匀弥散在石墨基体中。石 墨基体是慢化剂和结构材料。全堆 需27000多个燃料球，每个燃料球 里有8300个燃料颗粒。
另一种燃料是在研究中的快堆燃料。它是 由瑞士的珀尔· 雪利研究所研究的。它直接由 后处理产生的铀的硝酸盐，通过溶胶凝胶法 制成不同大小的颗粒，装入包壳，振动密实， 得到所要求的燃料装量，用于快堆。
2)压缩强度－晶粒尺度在0-20μm的二氧化铀的压缩强度在420到980Mpa之 间。 3) 弹性模量－与温度、气孔率有关。室温时约为2.1-2.3×105MPa,随温度 增加，该值呈直线下降，系数为3.09×10-2/K；随气孔率增加，弹性模 量减小。关系式如下： EP = E0（1-2.62P） （4-3） 式中： P为气孔率，E0为室温时理论密度的UO2的弹性模量，为 2.26×105MPa。 4)高温蠕变－高温时的变形可用机制来描述。二氧化铀的高温蠕变可用下 式来表示：
燃料的分类
固体燃料可以分为金属型、陶瓷型和弥散体
型。
1 金属型燃料
（1）金属铀 从室温到熔点有三个同素异构体，分别为 α、β、γ相。 优点是裂变原子密度高；导热性能好；加工 性能好。 缺点是熔点低（1133℃），有相变，辐照稳
定性差 ，几何变形严重，化学性质活泼与水， 空气，氢气在常温下反应。
论密度的93-95%。 （3）熔点 熔点是286040℃。无论是亚化学剂量的还是过化学剂量的二氧化铀的 熔点都比正化学剂量的二氧化铀的熔点低（参见图5-14）。 （4）热导率 随温度上升，二氧化铀的热导率急剧下降，室温下为8.4W/m· K，在 1727℃（2000K）时达最小值（2.0W/m．K）而后又稍有上升（参见图 3-2）。 燃料的孔隙率增加，密度下降，导热率也下降。此外，氧/铀比，杂质， 晶粒度都会影响导热率。氧/铀比越高，导热率越小；晶粒越大，热导率 越大。 （5） 热膨胀 二氧化铀的热膨胀系数为10.8×10-6/℃。 由于UO2在2450℃以上显著地蒸发，故高温热膨胀数据只是定性的。 （6）蒸汽压 UO2的汽化现象比较复杂，因为它与O/U比，以及气氛中的氧分压 等因素有关，具有一定氧/铀比的固态UO2的汽化机制至少在2000K以下 主要是升华，蒸汽压可参见表5-4。
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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
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。 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。
2
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。
3
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 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。
0.050.15 0.070.13 -
1.1 2.42.8
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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（%）
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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（30℃）的机械性能。 ## 20℃时的三个数据分别为消除应力退火， 部分再结晶退火，完全再结晶退火的性能值； 340℃的数据为部分再结晶退火的性能值。
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
包壳材料是反应堆安全的第一道屏障。它包容裂变 产物，阻止裂变产物外泄；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；它给芯 块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状的保持者。 它工作在高温高压环境中；暴露于快中子辐照场 下；一边是高温的燃料芯块，一边是冷却剂； 在它 的寿期内承受不断增加的应力。应力一方面来自外 部冷却剂的压力及热应力;另一方面来自内部的燃料 肿胀、裂变气体释放造成的内应力和芯块与包壳相 互作用产生的机械应力等。因此包壳设计非常临界， 对包壳材料的要求非常高。
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75ug/g； 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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5.2.2ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ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 Zr-1 Sn （%） Fe（%） Ni（%） Cr（%） N（%）
2.5
-
-
-
-
Zr-2
Zr-4 Zr-1Nb Zr-2.5Nb
1.21.7 1.21.7 -
0.070.2 0.180.24 -
0.030.08 -
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5.1.1 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。