包壳材料介绍——试题

包壳材料介绍

1. 燃料包壳的作用是什么？

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。

2. 燃料包壳处于什么工况？

包容核燃料，承受高温、高压和强烈的中子辐照、包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆和芯块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。

3. 燃料包壳要求有哪些性能才能满足使用要求？

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；

堆快中子堆，大多数元素的快中子吸收截面很小，选择材料的余地比较大。但对材料的稳定性及耐蚀性的要求更为突出；

通常选用截面小于1巴的金属为主要组分，吸收截面为数巴的元素作为合金化元素，截面在几十巴的杂质的含量限制在量级。

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。

4. 常用的燃料包壳有哪些？

可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。

如Al和Al合金用于低温水冷堆、压水堆中用Zr合金（如Zr-4，M5），BWR用Zr-2合金、Nb用于快中子堆。

5. 锆合金的合金化目的是什么？

1、锆的性能很容易受杂质的影响；

2、高纯锆有良好的抗蚀性，但对纯度要求苛刻，价格昂贵，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。

6. 锆合金的腐蚀特征有哪些？

高温下的耐蚀性不足：360℃以上水中的耐蚀性差、燃料芯块与包壳的交互作用（PCI）及包壳的应力腐蚀破坏（SCC）。

1、均匀腐蚀

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。

2、疖状腐蚀

常在富氧水质下发生形貌是白色氧化膜（ZrO2）圆斑，其直径可达0.5mm或更大，斑点厚度达10-100µm；疖状腐蚀是沸水堆燃料元件及元件盒常见现象，在压水堆中有时也出现。

3、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，流速很慢，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，严重的局部腐蚀也会影响燃料元件的安全运行和寿命。

7. 有哪些方法可以缓解包壳材料的腐蚀？

1、消除其它杂质元素，降低腐蚀敏感性；

2、降低锆材料杂质成分；

3、对锆材料进行合金化；

4、改良包壳材料外部运行环境

8. 你所在的及所了解的核电站燃料包壳选用的什么材料？

Zr-1Nb合金，俄罗斯用作PWR燃料包壳材料；新型Zr-1Nb合金M5，用作第3代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。

9. 你所在及所了解的核电站燃料包壳出现过哪些问题？

答：1、大亚湾核电站二号机燃料棒包壳出现微小裂纹；

2、日本福岛核电站反应堆内包壳锆水反应，产生氢气导致爆。

10. 对于燃料包壳的国产化研究、腐蚀问题处理，你认为我们有哪些工作可以参与？

答：1、参与锆合金的耐腐蚀性能研究。

2、新一代堆型如超临界水堆的燃料包壳材料性能的研究。