chapter05CANDU堆材料 包壳材料 part1

锆合Hale Waihona Puke Baidu制作的PWR燃 料组件
坎杜燃料组件 1.锆合金轴承垫，2.锆合金燃料包 壳 3.锆合金端盖，4.锆合金端支
撑板，5.二氧化铀芯块， 6. 石墨界面。
5.2 锆及锆合金
锆的物理性能
银白色金属，熔点1852oC
1852
核工业研究生院
锆铪共生，含量50:1
5.2 锆及锆合金
锆合金的性能
• 存在织构：织构与拉拔有关，不能通过热处理改变
铝及铝合金：铝是首先被选作反应堆燃料元件包壳。 铝有较为成熟的工业基础，强度适当，导热性较好， 在低温下（100oC)有较好的抗腐蚀性能。适用于低 温水冷堆包壳材料，至今仍是研究堆、试验堆重要的 包壳材料。如：401的101重水研究堆、492泳池型轻 水堆、微堆以及新堆（CARR）等。
CAAR堆用的铝合金元件 常用铝合金：6061 (1.2%Mg,0.8Si,0.4Cu,0.35Cr)
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。
核工业研究生院
CIAE，龙斌
5.1 包壳材料简介
包壳材料
选材要求： 1）具有小的中子吸收截面；
通常选用吸收截面小于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，截面为几十巴的杂质含量限制在ppm 量级
低的径向蠕变速率
PWR 燃料包壳
Zr-Nb系合金与Zr-Sn系合金相 比，Zr-Nb合金的在高温水和 蒸汽中其吸氢量要小很多，因 此其抗氢脆能力要优于Zr-Sn 系合金。
5.2 锆及锆合金
锆锡铌（Zr-Sn-Nb）系列合金
为了提高PWR燃料元件的性能，增加性能，新锆合金的开发， 打破了锆-锡和锆-铌合金的界限
铌（Nb） • 改善抗腐蚀性和机械性能；消除微量有害杂质（如
C、Al、Ti）的作用；减小吸氢危害 • 铌和相锆有相同的晶体点阵，原子半径也接近，能
形成固溶体而实现固溶强化
5.2 锆及锆合金
锆合金
堆用锆合金主要有锆锡合金和锆铌合金两类：锆合 金的腐蚀、织构、吸氢和应力腐蚀以及芯块与包壳的 相互作用（PCI）等对机械性能危害较大，它们是限制 锆合金使用寿命的重要影响因素。
5.2 锆及锆合金
我国的锆合金
新锆合金性能的改进： • 热蠕变强度和辐照蠕变强度的提高； • 抗腐蚀能力的提高； • 抗辐照生长能力的提高； • 减少吸氢量
第五章 包壳材料 Cladding
Zr-4 氢脆效应减弱，高温腐蚀性能提高
降低Sn含量至下限，Fe,Cr 总量控制在上限， 加入Si
低SnZr-4 改善水侧腐蚀，提高燃耗
5.2 锆及锆合金
锆铌（Zr-Nb）系列合金
Nb的中子吸收截面较小，加入铌可消除一些杂质如C、Al和钛 的有害作用，并可有效地减少锆合金的吸氢量
重水堆（HWR） 压力管
重水堆电站CANDU运行操纵人员 基础理论培训
北京， 2019
核电厂材料 Materials for Nuclear Power Plants
龙 斌 教授 中国核工业研究生院
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
核电厂材料 Materials for Nuclear Power Plants
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 化提高其抗腐蚀性能和机械性能
锆合金化的主要目的是提高强度和耐腐蚀性能，同时考虑 中子吸收截面，Sn、Nb是主要添加元素
5.2 锆及锆合金
锆合金
锆合金的合金化 锡（Sn） 抑制氮等对锆抗氧化性的危害
铁（Fe）、镍（Ni）、铬（Cr） • 提高Zr-Sn合金在高温水和水蒸汽中的腐蚀性能 • Fe、Ni、Cr在Zr中溶解度很低，多以细小弥散的金 属间化合物状态存在（如Fe3Zr），第二相的存在对基 体起强化作用
5.2 锆及锆合金
锆合金
锆合金合金化的目的 锆的性能很容易受杂质的影响 •锆与铪的化学性质很相近，而铪的热中子吸收截面远 大于锆，自然存在的锆中铪含量一般在0.5%～3.0%， 所以必须严格控制，含铪量，一般应低于100ppm. •N、C、O、Al等杂质元素，即使微量也对锆的抗腐蚀 性能的影响显著，其中尤其是N最为有害。因此，加入 合金元素（比如Sn）可大大减少N的有害作用
无论一个物理概念怎样好，没有相应的材料来包容燃料， 这个反应堆也是不能成功制造出来的。
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CIAE，龙斌
5.1 包壳材料简介
包壳材料
包壳所处工况： 1）包容核燃料，承受高温、高压、大的温度梯度和 强中子辐照 2）包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸 氢致脆及芯块与包壳的相互作用等危害； 3）包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动、腐蚀以及 氢脆等威胁
镁合金（Magnox Al-80)：0.08%Al、0.02%~0.05%Be • 好的延性和可焊性，好的延展性使燃料元件在尺寸变化时不至于断裂 • 机械强度低，燃料元件的强度主要由金属铀承担，而镁合金良好的延
展性则使得燃料元件在尺寸变化时不至于断裂
5.1 包壳材料简介
锆及锆合金
以锆为基加入其他合金元素组成的合金，称 为锆合金 常加的元素有Sn、Nb和Fe、Cr、Ni等 与不锈钢相比，其优点： • 熔点比SS高300~400oC; • 热膨胀系数小2/3； • 导热率高18%； • 热中子吸收截面小一个数量级 另外，它在300~400oC的高温高压水中和蒸汽 中有良好的耐蚀性，适中的机械性能，与 UO2相容性好，且易于加工的等。 因此，在60年代替代AISI304不锈钢。 目前大多数热中子堆采用Zr合金做包壳，沸 水堆采用Zr-2合金，压水堆和重水堆采 用Zr-4做包壳。堆内构件如搁架、压力管也 用相应的锆合金
常用的包壳材料
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。根据其性能特点，各种材料 的包壳用于不同的堆型。
• Be、Mg、Zr、Al由于中子吸收截面很小，是热堆包壳材料的候选。但铍
的加工性能很差，且辐照脆性显著。
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CIAE，龙斌
5.1 包壳材料简介
常用的包壳材料
锆合金成分
5.2 锆及锆合金
锆锡（Zr-Sn）系列合金
Zr-1
Zr-Sn合金，加入2.5%Sn可减轻N的影响，但抗腐蚀性能 不能满足工程需求
适当降低Sn含量，添加微量Fe、Cr、Ni元素
Zr-2 抗腐蚀性能得到改善，同时提高了材料的机械强度
降低Ni含量
Zr-3 降低Ni含量，提高抗氢脆性能
降低Ni含量，增加Fe含量(Fe,Cr,Ni总量保持在0.3%)
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CIAE，龙斌
5.1 包壳材料简介
常用的包壳材料
镁及镁合金：镁的中子经济型较理想（比Al低 3/4），但镁在70oC下会与水发生强烈反应，在高温 下会与二氧化碳发生氧化反应。曾被用作气冷堆的包 壳材料。 在冶金和生产上的主要问题集中在防火、抗氧化以及 增加蠕变强度上。 金属燃料+镁合金+石墨（慢化剂）CO2气体冷却动力 堆
第五章 包壳材料 Cladding part1
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
包壳材料 本章需要掌握的要点
了解包壳材料是反应堆重要的结构材料 掌握燃料-包壳的相互作用； 掌握中子辐照对包壳的辐照损伤效应，包 括辐照肿胀、辐照硬化和辐照脆化等； 掌握锆水反应的机制、条件和危害； 掌握锆合金的氢脆的危害
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 良好； 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。
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CIAE，龙斌
5.1 包壳材料简介
• 在300oC时氢的溶解度只有 75g/g：在高温下氢溶解在基 体中，低温时以ZrH1.5的形式 析出，氢化物析出的方向和分 布与织构有关
• 与氧在高温下反应：锆中的杂 质元素（N、C、O、Al）尤其 是N，即使微量（0.004%）对 锆的抗氧化性能和抗腐蚀性能 影响也很显著
Zr合金管中常见织构取向图 Zr合金管中氢化物的分布
CIAE，龙斌
燃料组件
中国原子能科学研究院研究生院
燃料组件
CANDU堆的燃料棒束
燃料组件
CANDU堆的燃料棒束
5.1 包壳材料简介
包壳材料
包壳：是反应堆安全的第二道屏障。 作用： 1）包容裂变产物，阻止裂变产物外泄； 2）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； 3） 它给芯块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状 的保持着。