包壳材料

可用的包壳材 料
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（0.22靶恩） 铍（0.009靶恩） 镁（0.069靶恩） 锆（0.185靶恩）
不锈钢、热解碳
（靶恩表示核反应界面
大小，单位靶恩为10^
包壳材料
• 1、概述
• 2、锆及其合金
1、概述
• 包壳材料工作环境及应具备的条件
• 铝合金和镁合金 • 快堆的包壳材料－奥氏体不锈钢 • 高温气冷堆的包壳材料－热解碳
包壳材料工作环境
• 包壳材料是反应堆安全的第一道屏障
– 包容裂变产物，阻止裂变产物外泄 – 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 – 给芯块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状的保持 者
• M5合金
– 与Zr-4合金相比，在高燃耗下的氧化膜厚度为锆-4合金 的1/3；吸氢量为锆-4合金的1/4，辐照生长比锆-4合金 减少2倍 – 已用于大亚湾核电厂AFA3G 燃料组件的燃料元件包壳 管，燃耗可达到55GWd/tU
锆合金的常用机械性能
强度极限（MPa） 屈服极限（MPa） 50-130 527,422,352 225 589 363 180-250 延伸率（%） 30-50 12,16,28 20 23 25 28-40
• （热解碳分为高密度致密热解碳、低密度疏松热 解碳和各向异性与各项同性热解碳）
2、锆及其合金
• 锆及其合金
• 锆-锡系列合金 • 锆-铌系列合金 • 新型锆合金 • 锆包壳管的堆内行为
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
新型锆合金
• 大部分都兼含有一定量的锡和铌，并配以铁、铬和氧等。 具体的成分如下：
– – – – – – – – – – – N18合金 Sn 1.06%、Nb 0.36%、Fe 0.30%、O 1000-1500μg/g N36合金 Sn 1%、 Nb 1%、 Fe0.31%、 O 1000-1500μg/g NZ2合金 Sn 1.0%、Nb 0.3%、 Fe 0.3%、Cr 0.1% NZ8合金 Sn 1.0%、Nb 1.0%、 Fe 0.3% M4合金（法) Sn 0.5%、Fe 0.6%、V 0.4%，采用再结晶退火工艺 M5合金（法）Nb 1%、O 0.125%、S 0.002% ZIRLO合金（美）Nb 1%、Sn 1%、Fe 0.1% E635合金（俄）Nb 1%、Sn 1.3%、Fe 0.35% NDA(日) Sn 1.0%、 Nb 0.1%、Fe 0.28%， HANA-4（韩）Nb 1.5%、 Sn 0.4%、Fe、C 中国NZ2和NZ8合金的研究已进入工程化研究阶段
锆包壳管的堆内行为
• • • • • • 表面腐蚀 吸氢与氢脆 锆合金辐照生长 力学性能变化 芯块与包壳相互作用 失水条件下锆合金包壳的行为
-
28
平方米）
铝及铝合金
• 铝是首先被考虑用作反应堆包壳的
– 铝的中子吸收截面不是最小的，强度也不高 – 铝有成熟的工业基础，易于加工生产 – 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
锆－锡系列合金
• Zr-4合金
– 为了改善材料的吸氢所造成的缺陷，进行了大量的研 究。研究证明，在350℃水中和400℃蒸汽中的吸氢与 镍的含量有很大的关系 – 把镍含量由原来的0.05%降低到0.007%，而铁含量由 原来的0.12%增加到0.18%，这就形成了锆-4合金 – 锆-4合金在350 ℃高温水和400 ℃蒸汽中有更好的耐腐 蚀性能，而吸氢量仅为锆-2吸氢量的1/2-1/3，其余性 能与锆-2相似 – 已广泛被用于压水堆作为燃料包壳和堆芯结构材料
锆-4合金的性能
• 具有小的中子吸收截面； • 具有良好的抗辐照损伤能力，在快中子辐照下不产生强的长 寿命核素； • 具有良好的抗腐蚀性能，不与二氧化铀燃料反应，与高温水 相容性好； • 具有好的强度、塑性及蠕变性能； • 熔点高（1852℃），熔点以下存在两种同素异构体，相变温 度在862℃（α→β）； • 导热性能好，热膨胀系数低； • 工艺性能好，加工和焊接性能好； • 价格相对较贵； • 存在织构，不能用热处理的方法改变； • 有吸氢和氢脆问题，氢化物的析出方向会影响锆-4合金包壳 管的堆内性能； • 高温下与氧反应，限制在400℃以下使用。
新型锆合金的 性能提高
热蠕变强度及辐 照蠕变强度 抗腐蚀能力
抗辐照生长能力
减少吸氢量
新型锆合金的性能提高
• ZIRLO合金
– 与Zr-4合金相比，在高温水和含70μg/g锂的水中的耐腐 蚀性比Zr-4好。水侧腐蚀减少60％；辐照生长减少50 ％；辐照蠕变降低20％ – 西屋公司研发，将作为AP1000的包壳材料
合金名称
碘化法锆# Zr-2合金##（20oC） Zr-2合金##（340oC） Zr-4合金（RT） Zr-4合金（385℃） Zr-1Nb合金 180-270 700,510,450 280 755 450 320-380
Zr-2.5Nb合金
400-480
280-350
22-25
# 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。
锆合金的成分
合金名称 Zr-1 Sn（%） Fe（%） Ni（%） Cr（%） Nb（%）
2.5
-
-
-
-
Zr-2
Zr-4 Zr-1Nb Zr-2.5Nb
1.2-1.7 0.07-0.2 0.030.08
1.2-1.7 0.180.24 -
0.050.15
0.070.13 -
1.1 2.4-2.8
锆－锡系列合金
锆－铌系列合金
• 锆-1铌合金
– 含有质量分数为1.1%铌的合金制作压水堆燃料 元件包壳其耐蚀性仅次于锆-2合金，强度稍低 于锆-锡合金，而吸氢是锆-锡合金的1/5-1/10
• 锆-2.5铌合金
– 含有质量分数为2.5% 铌的合金在高温水中的 耐蚀性虽不如锆-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。Zr-2.5Nb 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。
– 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
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• 常用的铝合金牌号是6061
– 含1.2%Mg、0.8%Si、0.4%Cu、0.35%Cr – 具有好的抗腐蚀性和机械强度
• （开尔文温度=273.16+摄氏温度）
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。
• 包壳材料工作在高温高压环境中 • 暴露于快中子辐照场下 • 包壳材料在寿期内承受不断增加的应力
– 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
包壳材料应具备的条件
• 具有小的中子吸收截面 • 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 • 具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性 好 • 具有好的强度、塑性及蠕变性能 • 好的导热性能及低的线膨胀系数 • 易于加工，焊接性能好 • 材料容易获得，成本低
Zr-1合金
– 由于纯锆的抗腐蚀性能受氮的影响很大，研究发现， 当加入2.5%Sn时可以抵消700ppm 氮的有害影响，并 能使生成的氧化膜牢固地附着在锆基体上，于是产生 了以锆-2.5%锡为合金成分的工业合金“锆-1”。
Zr-2合金 – 进一步的研究发现，在锆中加入约0.1%的铁和少量的铬及镍是极 为有利的 – 与锆-1合金相比，锡的含量适当降低，因为含锡量增高会降低合 金的耐蚀性。经过近30年在沸水堆和压水堆上作燃料包壳及堆芯 结构部件的应用，证明锆-2合金在高温水和蒸汽中有良好的耐蚀 性能和强度，运行是可靠的。它的热中子吸收截面在0.18-0.23靶 恩,硬度为纯锆的两倍
奥氏体 不锈钢
不锈钢作为包壳材料的 缺点 主要成分如铁、铬、 镍的中子吸收截面大 优点 300摄氏度以上强度 很好 抗腐蚀能力好 作为快堆中的包壳材料
热解碳
• 成分和石墨完全相同 • 热解碳有两种结构
– 各向异性－多孔结构 – 各向同性－不透性结构
• 在高温气冷堆的燃料球中，将铀燃料颗粒 先包一层多孔性的热解碳，再包一层不透 性的热解碳，前者可以存储裂变气体，后 者充当密封包壳，和普通燃料元件的包壳 有一样的工效