5包壳材料详解课件.ppt

1、5.包壳材料包壳材料5.1 包壳材料简介5.2 锆及其合金5.3 锆-4合金5.1、包壳材料简介?包壳的重要意义：1）包壳是核反应堆安全的第一道屏障，它包容裂变产物，防止裂变产物外泄；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者。5.1.1 对包壳材料的要求对包壳材料的要求1）具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。2）具有良好的导热性能。3）与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下，包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学反应。4）具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械

2、强度和韧性，使得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。5）应有良好的抗腐蚀能力。6）具有良好的辐照稳定性。7）容易加工成形，成本低廉，便于后处理。5.1.2 常用的包壳材料常用的包壳材料1）铝、镁、锆的合金（中子吸收截面小、熔点高）水堆中应用最普遍的是锆2和锆4合金2）不锈钢和镍基合金（优异的高温性能和价格优势）。快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不锈钢，有时也使用镍基合金。5.2 锆及其合金锆及其合金?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。?自然界中锆与铪共生，其含量为50:1，铪的中子吸收截面约为40

3、0b，因此锆与铪必须分离才能用于反应堆做包壳材料。5.2.1 金属锆的性能?优点高温下强度高，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，与二氧化铀有较好的相容性。?缺点存在织构（与拉拔过程有关，不能通过热处理改变）；存在吸氢和氢脆问题；与氧在高温下反应金属锆的优缺点金属锆的优缺点5.2.2 锆合金锆合金名称Sn(%)Fe(%)Ni(%)Cr(%)Nb(%)Zr-12.5-Zr-21.2-1.70.07-0.20.03-0.080.05-0.15-Zr-41.2-1.70.18-0.24-0.07-0.13-Zr-1Nb-1.1Zr-2.5Nb-2.5?Zr

4、-1由于纯锆的性能受氮的影响很大，研究发现，当加入2.5%Sn时可以抵消0.07%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。于是产生了以加入质量分数2.5%锡为合金成分的工业合金“锆-1”。5.2.2.1 锆-锡系列合金?Zr-2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相比，锡的含量适当降低，因为锡含量增高会降低合金的耐腐蚀性。锆-2合金中添加元素的质量分数为：锡-1.5%；铁-0.12%；铬-0.10%；镍-0.05%。运行表明，锆-2合金在高温水和蒸汽中具有良好的耐腐蚀性能和强度，热中子吸收截面在 0.18-0.23b，硬度为纯锆的两倍。

5、?Zr-3过多的锡含量会影响加工成型性，同时研究证明，在350水中和400 蒸汽中的吸氢与镍的含量有很大关系。因此，降低了锡含量和镍含量，把镍含量由原来的0.05%降低到了0.007%，研制了锆-3合金。?Zr-4由于减少了镍含量，抗腐蚀性能有所下降，研究表明：铁、铬、镍的总量保持在 0.3%左右可以得到合适的第二相，获得较好的抗腐蚀性能。因而把铁含量由原来的 0.12%增加到0.18%-0.24%，这就形成了锆-4合金。锆-4合金在350 高温水中和400 蒸汽中有更好的耐腐蚀性能，而吸氢量仅为锆-2合金的1/2-1/3，其余性能与锆-2相似。它已广泛被用于压水堆和重水堆中做燃料包壳材料和堆

6、芯结构材料。?低锡Zr-4为了加深燃耗，减少燃料包壳的水侧腐蚀，研制了低锡锆-4合金。将锡含量控制到下限水平，铬和铁的总量控制到略高于上限水平，并把硅做合金元素考虑，控制沉淀相尺寸到0.075-0.12微米，得到低锡锆-4合金，可以提高燃耗1/4-1/3。铌的中子吸收截面不大（1.1b），加入一定量的铌可消除一些杂质，如碳、铝和钛的有害作用，并可以有效地减少锆合金的吸氢量。1）锆-1铌合金含有1.1 wt%铌的锆合金的耐蚀性仅次于锆-2合金，而吸氢是锆-锡合金的1/10-1/5，并且有足够的强度和延性。在前苏联的列宁核电厂和我国的田湾核电厂有应用，用来制作燃料元件的包壳。5.2.2.2 锆-铌

7、系列合金2）锆-2.5铌合金含有2.5 wt%铌的锆合金在高温水中的耐腐蚀性虽不如锆-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。锆-2.5铌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。锆-2.5铌合金在使用中一个比较大的问题是氢化物的延迟开裂（DHC）。其原因是在应力梯度的影响下，氢向裂纹尖端扩散所引起的。1）20世纪90年代以来，为了提高压水堆燃料元件的性能，增加燃耗，各国都开发研制了新型的锆合金。新锆合金打破了锆-锡，锆-铌合金的界限，采用新的思维，互相融合，在原来锆合金的基础上取得了突破。2）我国开发了N18，N36，NZ2，NZ

8、8等合金；法国开发了M4，M5合金；美国开发了ZIRLO合金；俄罗斯开发了E635合金；日本开发了NDA合金；韩国开发了HANA合金。这些合金的开发使燃料元件的燃耗得以提高。5.2.2.3 新锆合金新锆合金1）提高热蠕变强度及辐照蠕变强度；2）提高抗腐蚀能力；3）提高抗辐照生长能力；4）减少吸氢量。新锆合金的性能提高1）ZIRLO合金在高温水和含70微克锂/克水中的耐腐蚀性比Zr-4好。水侧腐蚀减少60%；辐照生长减少了50%；辐照蠕变降低了20%。2）M5合金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合金减少两倍。M5合金已用于大亚湾核电厂AFA

9、3G燃料组件的燃料元件包壳管，燃耗可达到55GW.d/tU；ZIRLO合金为美国西屋公司所研发，将在AP1000核反应堆中作燃料元件的包壳材料。新锆合金与锆-4合金比较3）目前，我国研制的NZ2和NZ8合金已进入工程化研究阶段，它们的力学性能优于Zr-4合金，在含锂离子的高温水中的耐腐蚀性得到明显改善，在500过热蒸汽中长期工作没有出现疖状腐蚀现象。新锆合金与锆-4合金比较5.3 锆-4合金5.3.1 锆-4合金堆外性能1）具有小的中子吸收截面。2）导热性能好，热膨胀系数低。3）具有良好的强度、塑性及蠕变性能。4）熔点高。5）应有良好的抗腐蚀性能。6）具有良好的抗辐照损伤能力。7）工艺性能好，

10、加工和焊接性能好。8）价格相对较贵。9）存在织构，不能用热处理的方法改变。10）有吸氢和氢脆问题。11）高温下与氧反应，限制在400以下使用。5.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为5.3.2.1 表面腐蚀（1）均匀腐蚀锆合金在高温水中具有两个性质不同的腐蚀阶段。转折点前腐蚀速率低，腐蚀增重与时间的关系近似立方规律，形成薄的黑色黏着膜，有光泽且平滑，具有很高的耐腐蚀性能。当膜厚达到2-3微米出现转折时，膜变成灰色，然后当膜厚增至50-60微米时变成白色，它是疏松易剥落的，氧化增重与时间呈线性关系。5.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为一些杂质，尤其是氮的存在会加速转折。锆材中

11、氮的临界质量分数是 0.004%。中子辐射对锆合金腐蚀有加速作用。出现白色膜是锆制件因腐蚀事故而报废的标志。高燃耗时，氧化膜厚度接近包壳壁厚的10%。因此，高燃耗下锆包壳管的腐蚀行为是元件寿命的制约因素之一。5.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为5.3.2.1 表面腐蚀（2）非均匀腐蚀主要有疖状腐蚀，它是沸水堆中常见的腐蚀现象，在压水堆中也有出现，外观形貌呈白色氧化膜圆斑，直径约0.5mm。随着燃耗加深，腐蚀斑扩展成片，它发生在富氧水质条件下。另一种常见的非均匀腐蚀为缝隙腐蚀，它发生在定位格架和包壳管接触部位。5.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为5.3.2.2 吸氢与氢脆

12、锆合金包壳管的氢来自加工时的自然吸氢、芯块残留水及氢含量，而最主要的是腐蚀吸氢。锆合金与高温水氧化反应生成氢，部分被合金基体吸收，在高温时固溶在基体中。固溶度随温度的变化关系如下：?RT8250exp109.9N405.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为对燃料元件包壳来讲，氢化物的排列方式对包壳管的力学性能影响很大。包壳管工作时以承受周向应力为主，氢化物析出后，如呈周向排列取向，对强度影响还不大；如呈径向排列取向，就会使强度和延性大大下降。5.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为反应堆中另一类氢脆破损是燃料包壳管的内氢化破损。它是60年代以来水堆运行中所遇到的危害最严重的问题

13、之一。内氢化破损是指芯块中的水分，或包壳破损后进入其中的水，侵蚀包壳内壁，造成贯穿管壁的裂缝，引起燃料元件破损。按氢的来源，把燃料元件制造过程中混入的含氢杂质而引起的内氢化称为一类氢化，把通过初始裂纹而使冷却剂流入燃料棒内产生的局部氢化称为二类氢化。5.3.2 锆包壳管的堆内行为锆包壳管的堆内行为氧化膜缺陷是导致内氢化破损的必要条件，因此，消除内氢化破损的措施如下：1）提高燃料芯块的密度（94%-95%TD），减少开口孔率，降低芯块吸水量。2）芯块装管时应经高温真空除气和干燥处理，严格控制芯块吸水量。3）限制芯块中氟杂质含量，锆管内壁喷砂处理，使表面氟含量低于0.5微克/cm2，以防氟等杂质释

14、放，击穿氧化膜。4）用吸气剂吸收残留在燃料棒里的氢。3.辐照生长：在没有应力的情况下，由于快中子辐照，使晶体在某个特定的方向上伸长，其他方向上收缩，体积不变的现象。4.力学性能变化（1）拉伸性能快中子辐照使锆合金发生强化和脆化，即抗拉和屈服强度提高而延伸率和断面收缩率下降。（2）辐照诱导蠕变中子辐照使锆合金的蠕变加速，蠕变速率与中子注量成正比。5.芯块与包壳相互作用（1）芯块与包壳机械相互作用这是包壳承受应力的主要来源。包括轴向变形和径向变形。（2）芯块与包壳化学相互作用）芯块与包壳化学相互作用燃料元件在堆内辐照的中、后期，特别燃料元件在堆内辐照的中、后期，特别是芯块与包壳接触后，产生很大的拉

15、应力，是芯块与包壳接触后，产生很大的拉应力，芯块间和芯块开裂处应力比较集中；同时侵蚀性裂变产物，如碘、铯、镉、碲，沉侵蚀性裂变产物，如碘、铯、镉、碲，沉积在芯块与包壳之间，就会造成包壳的腐蚀和应力腐蚀开裂。蚀和应力腐蚀开裂。5.3.3 失水条件下锆合金包壳的行为失水条件下锆合金包壳的行为1.高温氧化锆合金与水蒸汽发生反应，放出热量，同时放出大量易爆气体氢。2.脆化在危急冷却系统注水淹没活性区时，由于急冷，包壳中产生的淬火应力。3.高温胀破QHZrOOHZr?22222危急堆芯冷却系统验收标准1）峰值包壳温度小于 1200；2）最大包壳氧化量不超过氧化前包壳壁厚的17%。3）不超过活性区包壳总量的 1%的锆参与锆-水反应或锆-水蒸汽反应；4）裂变产物释放量控制在 10%惰性气体；3%碱金属；2%挥发性固体裂变产物；0.1%其他裂变产物；5）不允许有妨碍堆芯冷却的几何形状变化。