第五章包壳材料.
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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。
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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。
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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） 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%
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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。
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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 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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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 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 -
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（%）
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 锆及其合金
纯锆是一种银白色，有光泽的延性金属，473wk.baidu.com 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。
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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。
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。
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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。
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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） 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%
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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。
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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 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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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 Zr-1 Sn （%） Fe（%） Ni（%） Cr（%） N（%）
2.5
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Zr-2
Zr-4 Zr-1Nb Zr-2.5Nb
1.21.7 1.21.7 -
0.070.2 0.180.24 -
0.030.08 -
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（%）
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 锆及其合金
纯锆是一种银白色，有光泽的延性金属，473wk.baidu.com 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。
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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。