核电材料
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核电材料
工程材料都是脆弱的
容易受到使用环境的破坏
辐照损伤 高温蠕变 腐蚀…… 低碳钢：韧性好、可焊性好、价格低；但不耐腐蚀 不锈钢：耐腐蚀性好；但成本高 ……
每种材料都有其最适合的应用环境
辐照、高温、高压、腐蚀性水介质……
电站60年长寿命周期内核设备的完整性、可靠性
目 录
2、包壳材料
熔点为2125K
各元素的中子吸收面积
2、包壳材料
如何提高锆的抗腐蚀性
腐蚀机理：
减少阴离子空位
减少O的扩散
氧离子沿着膜中阴离子空穿过氧化膜到达金属表面 电子从金属表面向外运动，使氧化膜在金属和氧化膜界面处生长。
2、包壳材料
氮、碳等杂质元素，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。
6、核废料
贫铀炸弹
将核废料制作成合金，它具有高密度(钢密度的2.4 倍) ，高强度及高硬度，穿甲性能优良。 易爆性，除了弹头外，还会添加到炸药中。燃烧生 成的铀氧化物烟雾可传至40公里以外，吸入人体后 会重金属中毒。
3、控制材料
• 控制材料的特点是中子吸收截面大，如硼B、 铪Hf、镉Cd等
4、慢化剂
对固体慢化剂要求： (1)中子吸收截面小，质量数 低，散射截面大； (2)热稳定性及辐射稳定性好； (3)传热性能好； (4)密度高； (5)价廉易得。
对液体慢化剂的要求： （1）熔点在室温以下， 高温下蒸汽压要低 （2）良好的传热性能 （3）良好的热稳定性和 辐照稳定性 （4）原子密度高 （5）不腐蚀结构材料
M n+
M n+ M M n+
H+
M
M
缝隙腐蚀示例
(a)
(b)
(c) (d)
晶间腐蚀
晶界区域与晶粒内部之间 有较大的电化学性能差异 引起的。例如：
304不锈钢在晶界上析出的 Cr23C6碳化物后，使晶界附 近形成贫铬区，当Cr的含量 降至12％以下时，因电位急 剧下降，而使贫铬区活化变 为阳极溶解区，此时晶内仍 处于含18％高铬的正电位稳 定态而起阴极作用。
陶瓷材料
主要缺点是导热性能差，燃料元件内径向温度梯 度大，所产生的热应力会使圆柱状的燃料芯块产 生辐射状裂缝．同时晶粒的结构也发生改变。
2、包壳材料
核燃料芯块外面通常都有一层金属保护层，即燃料包壳：
保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀 避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染； 保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。
根据中国核能协会的数据，现有48台机组 将使我国2020年乏燃料数量累计达到1万 吨，并以每年1200吨的速度继续增加。
6、核废料
6、核废料
国际上有两种办法： ①永久禁锢在地下， ②“招安”部分可用 之才。 “美国耗资1000亿美 元在尤卡山挖了一个 几百米深的地下储藏 基地，但是到2015年， 储量已经达到75%
金属铀
优点： 裂变原子密度高 导热性能好 加工性能好
金属铀
缺点：从室温到熔点有三个同 素异构体，分别为α 、β 、γ 相。容易发生相变，导致体积 的改变。使燃料棒变形。
α 相(668℃ β 相(体积增大1.15%) 774℃ γ 相(相体积增加0.71%)
金属铀
缺点： 金属铀辐照稳定性差，辐照引起的尺寸变化，几何变形 严重，它的堆内寿命短。
钠水剧烈反应、温度梯度质量 迁移、金属的扩散结合、存在 由反应性正空泡效应引起的控 制和安全问题。 因运行压力和流量大而消耗功 率大、价格昂贵、泄漏问题。
气体 气体作为冷却剂主要应 用于气冷堆
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：
修建厂房的普通钢：5万吨
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：
5、冷却剂
冷却剂材料要求
• • • • • • 中子吸收和感生放射性小 高的沸点和低的熔点 高的比热 热导率大 和系统其他材料相容性好 价格便宜
5、冷却剂
水 水作为冷却剂和慢化剂 主要应用于轻水堆 沸点低、在高温下有腐蚀作用 价格昂贵
重水 重水慢化堆采用重水作 冷却剂的好处是可以降 低核燃料的浓缩度 钠 钠作为冷却剂主要应用 于快中子堆
3）普通水 优点：慢化能力优越、价格低、热中子徙动长度小、可同时 作为慢化剂和冷却剂。 缺点：热中子吸收截面相当高，相应堆型只能够使用浓缩铀 作为燃料、沸点低，用于反应堆时需加高压。 4）重水 优点：慢化能力好、慢化比高。 缺点：沸点101.42℃，因此在高温的反应堆仍然需要加高压。 重水需要浓集（电解法、蒸馏法、化学交换法）。
• 结构材料在反应堆内受中子辐照后产生的主要效应 有： （1）电离效应 （2）嬗变效应 受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应。 （3）离位效应 中子与原子核碰撞时，若中子传递给原子的能量足 够大，原子将脱离点阵节点留下一个空位。 （4）离位峰中的相变 有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相。
A、诱发辐射
具体来源： （1）核燃料使用完毕后剩余废物 （2）燃料元件包壳破损 （3）反应堆结构材料冲蚀-腐蚀产物 60Co、55Fe、51Cr、54Mn 、59Ni、 65Zn （4）冷却剂13N、19O、3H及其中的杂 质24Na、27Mg、45Ca （5）化学添加剂 一回路冷却剂带有很强放射性，二回 路介质也可能有放射性。
(1)热导率高 A、如果导热不好，热量堆积，燃料棒热胀冷缩 B、需要将热量传导致冷却介质，对外做功。 (2)抗辐照能力强 (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力 (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
1、核燃料
铀矿石有辐射？ 铀矿石确实有辐射， 但没想的可怕。 Why? 含量太少，裂变产 生的中子很难击中 下一个铀原子。
高温、高压和强烈的中子辐照
2、包壳材料
Zr 200元/公斤
不锈钢 16元/公斤
2、包壳材料
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。 机械性能：足够的机械强度(高温强度) 化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的 相容性；
钢 铝
渗碳体
铁
(a) 不同金属组合
(b)金属中含杂项
腐蚀电池形成原因举例
应力集中 砂土 粘土
(c) 应力及形变差异
(d) 氧浓度差异
在不同外部条件下，电极电位偏离理论值的程度不同，形成 原电池
B、高温高载荷下的腐蚀
防止电化学腐蚀的措施： ① 获得均匀的单相组织。 ② 提高合金的电极电位。 ③ 使表面形成致密的钝化膜。
4、慢化剂
1）石墨 辐照对石墨的影响： 热导率下降 尺寸变化 2）铍 铍是较好的慢化剂和反射层材料。 优点：慢化能力比石墨大、高温强度好、熔点、热导率、比 热都比较高，所以适用于高温反应堆，较强的抗腐蚀能力， 尤其在二氧化碳中稳定性良好。 缺点：较脆、难于加工、辐照性能差，且铍有毒、价格贵。
4、慢化剂
应力腐蚀
机制----钝化膜破裂----局部腐蚀---裂纹
在应力作用下，位错沿 着滑移面运动至金属表
面 表面产生滑移台阶 表面膜产生局部破裂并 暴露活泼的新鲜金属；
应力腐蚀
应力腐蚀
应力腐蚀
6、核废料
一座100万千瓦的核电站一年产生几十 吨放射性废料，这些核废料加工处理后 将产生： 4立方米高辐射核废料、 20立方米中辐射核废料、 140立方米低辐射核废料、 200立方米非辐射性废料。
A、诱发辐射
腐蚀产物（具有诱发放 射性），一般是悬浮在 一回路的冷却剂中，在 流动过程中会沉积在滞 流水区，使得一回路带 有放射性，给设备检修 带来不便。四十年的设 计寿命内，100万千瓦 的压水堆，腐蚀量高达2 吨。为了减少诱发放射 性，需要减少钴的含量。
B来自百度文库高温高载荷下的腐蚀
腐蚀电池形成原因举例
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。
锆合金的合金化目的
锆合金化的主要目的是抑制有害元素的作用， 同时提高材料的强度、耐腐蚀及抗氢脆性能。
2、包壳材料
锡Sn (钽Ta,铌Nb)抑制氮等对锆抗氧化性的危害
ZrO2中的锆为四价离子Zr4+ ，正三价离子Sn3+与负三价 离子N3-结合，电荷刚好平衡，可以减少阴离子空位 最佳值的Sn的加入量与Zr中的氮含量有关。
铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增 加抗高温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸 收增加，需采用富集铀。用于动力堆的只有铀 -锆合金。
陶瓷材料
二氧化铀优点：
•抗辐照能力强（键合力大） •对裂变气体包容量大（陶瓷材料本身有空隙） •熔点高，高温稳定性好 •具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力
压力容器及安全壳：3700吨
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：
各种管路：1000吨
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有： 堆芯：100吨
6、反应堆结构材料
•冷凝器、涡轮机都是工作在高温高压环境中
•压力容器、蒸汽发生器除了高温，还受到中子辐射
6、反应堆结构材料
1、核燃料 2、包壳材料 3、控制材料 4、慢化剂 5、冷却剂 6、反应堆结构材料（核电用钢） 7、核废料
1、核燃料
已经大量建造的核反应堆使用的是裂变核燃
料235U和239Pu，很少使用233U。至今由于还
未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通
常说到核燃料时指的是裂变核燃料。
1、核燃料
核燃料要求
贫化理论的沿晶界腐蚀模型
应力腐蚀
应力腐蚀
定义：
受一定拉伸应力作用的金属材料在某些特定的介
质中，由于腐蚀介质和应力的协同作用而发生的 脆性断裂现象。
应力腐蚀
SCC需要同时具备三个条件:
(1) 敏感的金属材料 (2) 特定的腐蚀介质
(3) 足够大的拉伸应力
特定的材料：不存在应力时，单纯的腐蚀作用？No 不存在腐蚀时，单纯的应力作用？No
核燃料的制造
冶炼 转化
矿石
黄饼
六氟化铀 烧结
浓缩
组装
芯块 组件
破碎
磨矿
浸取
1、核燃料
0.7%
4%
精炼铀比沙里淘金难多了 在天然铀中，可以用作核燃料铀235的含量只有0.72%， 铀238的含量大于99.2%。天然铀中几乎全是铀238， 要想把铀235的浓度提高，非常困难。因它们属于同 一种元素，化学性质几乎一样，质量相差也不大，只 相差3个中子。
B、高温高载荷下的腐蚀
Cr：是提高耐蚀性的 主要元素 ① 形成稳定致密的 Cr2O3氧化膜. ② Cr含量大于13%时， 形成单相铁素体组 织。 ③ 提高基体电极电位
Cr对Fe-Cr电极电位的影响
不锈钢为什么要生锈（腐蚀）？
缝隙腐蚀
缝隙中的溶液：液体流动较 慢，各种离子富集，构成浓 差电池。 Cl- 2 OHO2 OHO
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，所以必须严格控制锆中的含铪量。 一般应低于100ppm。 负电荷增多：氮离子(N3-)置换氧化锆中的氧离子(O2-)； 正电荷减少： Al3+置换Zr4+。会产生附加的空位，增加 了氧的扩散速率，加剧腐蚀。
工程材料都是脆弱的
容易受到使用环境的破坏
辐照损伤 高温蠕变 腐蚀…… 低碳钢：韧性好、可焊性好、价格低；但不耐腐蚀 不锈钢：耐腐蚀性好；但成本高 ……
每种材料都有其最适合的应用环境
辐照、高温、高压、腐蚀性水介质……
电站60年长寿命周期内核设备的完整性、可靠性
目 录
2、包壳材料
熔点为2125K
各元素的中子吸收面积
2、包壳材料
如何提高锆的抗腐蚀性
腐蚀机理：
减少阴离子空位
减少O的扩散
氧离子沿着膜中阴离子空穿过氧化膜到达金属表面 电子从金属表面向外运动，使氧化膜在金属和氧化膜界面处生长。
2、包壳材料
氮、碳等杂质元素，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。
6、核废料
贫铀炸弹
将核废料制作成合金，它具有高密度(钢密度的2.4 倍) ，高强度及高硬度，穿甲性能优良。 易爆性，除了弹头外，还会添加到炸药中。燃烧生 成的铀氧化物烟雾可传至40公里以外，吸入人体后 会重金属中毒。
3、控制材料
• 控制材料的特点是中子吸收截面大，如硼B、 铪Hf、镉Cd等
4、慢化剂
对固体慢化剂要求： (1)中子吸收截面小，质量数 低，散射截面大； (2)热稳定性及辐射稳定性好； (3)传热性能好； (4)密度高； (5)价廉易得。
对液体慢化剂的要求： （1）熔点在室温以下， 高温下蒸汽压要低 （2）良好的传热性能 （3）良好的热稳定性和 辐照稳定性 （4）原子密度高 （5）不腐蚀结构材料
M n+
M n+ M M n+
H+
M
M
缝隙腐蚀示例
(a)
(b)
(c) (d)
晶间腐蚀
晶界区域与晶粒内部之间 有较大的电化学性能差异 引起的。例如：
304不锈钢在晶界上析出的 Cr23C6碳化物后，使晶界附 近形成贫铬区，当Cr的含量 降至12％以下时，因电位急 剧下降，而使贫铬区活化变 为阳极溶解区，此时晶内仍 处于含18％高铬的正电位稳 定态而起阴极作用。
陶瓷材料
主要缺点是导热性能差，燃料元件内径向温度梯 度大，所产生的热应力会使圆柱状的燃料芯块产 生辐射状裂缝．同时晶粒的结构也发生改变。
2、包壳材料
核燃料芯块外面通常都有一层金属保护层，即燃料包壳：
保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀 避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染； 保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。
根据中国核能协会的数据，现有48台机组 将使我国2020年乏燃料数量累计达到1万 吨，并以每年1200吨的速度继续增加。
6、核废料
6、核废料
国际上有两种办法： ①永久禁锢在地下， ②“招安”部分可用 之才。 “美国耗资1000亿美 元在尤卡山挖了一个 几百米深的地下储藏 基地，但是到2015年， 储量已经达到75%
金属铀
优点： 裂变原子密度高 导热性能好 加工性能好
金属铀
缺点：从室温到熔点有三个同 素异构体，分别为α 、β 、γ 相。容易发生相变，导致体积 的改变。使燃料棒变形。
α 相(668℃ β 相(体积增大1.15%) 774℃ γ 相(相体积增加0.71%)
金属铀
缺点： 金属铀辐照稳定性差，辐照引起的尺寸变化，几何变形 严重，它的堆内寿命短。
钠水剧烈反应、温度梯度质量 迁移、金属的扩散结合、存在 由反应性正空泡效应引起的控 制和安全问题。 因运行压力和流量大而消耗功 率大、价格昂贵、泄漏问题。
气体 气体作为冷却剂主要应 用于气冷堆
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：
修建厂房的普通钢：5万吨
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：
5、冷却剂
冷却剂材料要求
• • • • • • 中子吸收和感生放射性小 高的沸点和低的熔点 高的比热 热导率大 和系统其他材料相容性好 价格便宜
5、冷却剂
水 水作为冷却剂和慢化剂 主要应用于轻水堆 沸点低、在高温下有腐蚀作用 价格昂贵
重水 重水慢化堆采用重水作 冷却剂的好处是可以降 低核燃料的浓缩度 钠 钠作为冷却剂主要应用 于快中子堆
3）普通水 优点：慢化能力优越、价格低、热中子徙动长度小、可同时 作为慢化剂和冷却剂。 缺点：热中子吸收截面相当高，相应堆型只能够使用浓缩铀 作为燃料、沸点低，用于反应堆时需加高压。 4）重水 优点：慢化能力好、慢化比高。 缺点：沸点101.42℃，因此在高温的反应堆仍然需要加高压。 重水需要浓集（电解法、蒸馏法、化学交换法）。
• 结构材料在反应堆内受中子辐照后产生的主要效应 有： （1）电离效应 （2）嬗变效应 受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应。 （3）离位效应 中子与原子核碰撞时，若中子传递给原子的能量足 够大，原子将脱离点阵节点留下一个空位。 （4）离位峰中的相变 有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相。
A、诱发辐射
具体来源： （1）核燃料使用完毕后剩余废物 （2）燃料元件包壳破损 （3）反应堆结构材料冲蚀-腐蚀产物 60Co、55Fe、51Cr、54Mn 、59Ni、 65Zn （4）冷却剂13N、19O、3H及其中的杂 质24Na、27Mg、45Ca （5）化学添加剂 一回路冷却剂带有很强放射性，二回 路介质也可能有放射性。
(1)热导率高 A、如果导热不好，热量堆积，燃料棒热胀冷缩 B、需要将热量传导致冷却介质，对外做功。 (2)抗辐照能力强 (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力 (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
1、核燃料
铀矿石有辐射？ 铀矿石确实有辐射， 但没想的可怕。 Why? 含量太少，裂变产 生的中子很难击中 下一个铀原子。
高温、高压和强烈的中子辐照
2、包壳材料
Zr 200元/公斤
不锈钢 16元/公斤
2、包壳材料
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。 机械性能：足够的机械强度(高温强度) 化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的 相容性；
钢 铝
渗碳体
铁
(a) 不同金属组合
(b)金属中含杂项
腐蚀电池形成原因举例
应力集中 砂土 粘土
(c) 应力及形变差异
(d) 氧浓度差异
在不同外部条件下，电极电位偏离理论值的程度不同，形成 原电池
B、高温高载荷下的腐蚀
防止电化学腐蚀的措施： ① 获得均匀的单相组织。 ② 提高合金的电极电位。 ③ 使表面形成致密的钝化膜。
4、慢化剂
1）石墨 辐照对石墨的影响： 热导率下降 尺寸变化 2）铍 铍是较好的慢化剂和反射层材料。 优点：慢化能力比石墨大、高温强度好、熔点、热导率、比 热都比较高，所以适用于高温反应堆，较强的抗腐蚀能力， 尤其在二氧化碳中稳定性良好。 缺点：较脆、难于加工、辐照性能差，且铍有毒、价格贵。
4、慢化剂
应力腐蚀
机制----钝化膜破裂----局部腐蚀---裂纹
在应力作用下，位错沿 着滑移面运动至金属表
面 表面产生滑移台阶 表面膜产生局部破裂并 暴露活泼的新鲜金属；
应力腐蚀
应力腐蚀
应力腐蚀
6、核废料
一座100万千瓦的核电站一年产生几十 吨放射性废料，这些核废料加工处理后 将产生： 4立方米高辐射核废料、 20立方米中辐射核废料、 140立方米低辐射核废料、 200立方米非辐射性废料。
A、诱发辐射
腐蚀产物（具有诱发放 射性），一般是悬浮在 一回路的冷却剂中，在 流动过程中会沉积在滞 流水区，使得一回路带 有放射性，给设备检修 带来不便。四十年的设 计寿命内，100万千瓦 的压水堆，腐蚀量高达2 吨。为了减少诱发放射 性，需要减少钴的含量。
B来自百度文库高温高载荷下的腐蚀
腐蚀电池形成原因举例
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。
锆合金的合金化目的
锆合金化的主要目的是抑制有害元素的作用， 同时提高材料的强度、耐腐蚀及抗氢脆性能。
2、包壳材料
锡Sn (钽Ta,铌Nb)抑制氮等对锆抗氧化性的危害
ZrO2中的锆为四价离子Zr4+ ，正三价离子Sn3+与负三价 离子N3-结合，电荷刚好平衡，可以减少阴离子空位 最佳值的Sn的加入量与Zr中的氮含量有关。
铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增 加抗高温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸 收增加，需采用富集铀。用于动力堆的只有铀 -锆合金。
陶瓷材料
二氧化铀优点：
•抗辐照能力强（键合力大） •对裂变气体包容量大（陶瓷材料本身有空隙） •熔点高，高温稳定性好 •具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力
压力容器及安全壳：3700吨
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：
各种管路：1000吨
6、反应堆结构材料
以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有： 堆芯：100吨
6、反应堆结构材料
•冷凝器、涡轮机都是工作在高温高压环境中
•压力容器、蒸汽发生器除了高温，还受到中子辐射
6、反应堆结构材料
1、核燃料 2、包壳材料 3、控制材料 4、慢化剂 5、冷却剂 6、反应堆结构材料（核电用钢） 7、核废料
1、核燃料
已经大量建造的核反应堆使用的是裂变核燃
料235U和239Pu，很少使用233U。至今由于还
未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通
常说到核燃料时指的是裂变核燃料。
1、核燃料
核燃料要求
贫化理论的沿晶界腐蚀模型
应力腐蚀
应力腐蚀
定义：
受一定拉伸应力作用的金属材料在某些特定的介
质中，由于腐蚀介质和应力的协同作用而发生的 脆性断裂现象。
应力腐蚀
SCC需要同时具备三个条件:
(1) 敏感的金属材料 (2) 特定的腐蚀介质
(3) 足够大的拉伸应力
特定的材料：不存在应力时，单纯的腐蚀作用？No 不存在腐蚀时，单纯的应力作用？No
核燃料的制造
冶炼 转化
矿石
黄饼
六氟化铀 烧结
浓缩
组装
芯块 组件
破碎
磨矿
浸取
1、核燃料
0.7%
4%
精炼铀比沙里淘金难多了 在天然铀中，可以用作核燃料铀235的含量只有0.72%， 铀238的含量大于99.2%。天然铀中几乎全是铀238， 要想把铀235的浓度提高，非常困难。因它们属于同 一种元素，化学性质几乎一样，质量相差也不大，只 相差3个中子。
B、高温高载荷下的腐蚀
Cr：是提高耐蚀性的 主要元素 ① 形成稳定致密的 Cr2O3氧化膜. ② Cr含量大于13%时， 形成单相铁素体组 织。 ③ 提高基体电极电位
Cr对Fe-Cr电极电位的影响
不锈钢为什么要生锈（腐蚀）？
缝隙腐蚀
缝隙中的溶液：液体流动较 慢，各种离子富集，构成浓 差电池。 Cl- 2 OHO2 OHO
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，所以必须严格控制锆中的含铪量。 一般应低于100ppm。 负电荷增多：氮离子(N3-)置换氧化锆中的氧离子(O2-)； 正电荷减少： Al3+置换Zr4+。会产生附加的空位，增加 了氧的扩散速率，加剧腐蚀。