第五章包壳技术分析.ppt

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 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。 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 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。 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。 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、0.02-0.05%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。 5.2 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，必威体育精装版发展的锆合金有M5或ZIRLO合金等。 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 （5）延伸率 25% 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、