核反应堆包壳材料的研究进展

1、核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包売是核燃料的封装容器，是规定燃料元件儿何形状的支撑结构。反应堆的燃料元 件中除高温气冷堆外，一般都采用金属包壳，气冷堆常用带肋片的管状金属包壳，而液体冷 却反应堆通常用简单的圆管状金丿成包壳。在反应堆运行期间，燃料元件所处的工作条件非常 严酷，它不仅受到强烈的中子流辐照，还受到高温高速冷却剂流的侵蚀、腐蚀，以及裂变产 物的腐蚀；此外，还要承受热和机械应力的作用。为了能够保持燃料元件的完整性以及工作 的可靠性，就必须为不同类型的反应堆选择合适的包売材料。选择包壳材料，须要综合考虑下列因素：1. 与核燃料的相容性耍好，即在工作状态下，燃料与包壳材料的

2、界面处不会发生使燃料 元件变坏的化学反应和物理作用。2. 具有r好的核性能，也就是感生放射性弱，具有小的中子吸收截面。3 导热性能良好。4. 抗辐照稳定性强。5. 机械性能优良，具有一定的强度少韧性，使得在燃耗较深的条件下，燃料元件仍能保 持机械完整性。6. 抗腐蚀能力强。7. 容易加工成形，成本低廉。综合以上考虑，错及钳合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300-400 °c的高 温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主耍用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料 （燃料包壳、压力俗、支架和孔道管），广泛用于民用反应堆和军用动力堆，是发展核电及核 动力舰船不可替代的关键结构材料和功能

3、材料，因此被誉为“原了时代第1金属須叫近年来， 各国在捉高反应堆的安全性、可靠性以及在降低核电成本的同时，积极提高反应堆的运行功 率，这必然会对用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求。因此，国 内外科研人员都在持续研发性能更加优异的诰合金、sic包壳材料以及开展包壳材料涂层保 护技术的研究，冃的均在提升核反应堆的安全性、可靠性和经济性。2zr合金包壳材料研究进展军事上的需求是推动钳（钳）工业起步的主要动力。金属zr就是美国发展核潜艇的产物， 后來，随着人类对高效、清洁能源的需求，铅被大量地应用到核电反应堆。钻主要以合金的形式被用于制作轻水核反应堆的燃料组件的包壳管、压力管、格

4、架、端 塞、仪表盒等，其中包壳管的用量最人，占整个诰材用量的80%左右。燃料组件是核反应 堆的核心，其安全性和可靠性取决于zr合金包壳，因此供合金材料是核反应堆芯的关键结 构材料，被称为核反应堆的“第1道安全屏障”，燃料组件是核电站运行的消耗品，每一个 换料周期（12个刀或18个刀），1 /3的燃料组件碍要更换。为了加深燃耗、降低燃料循环、 提高反应堆功率、延长换料周期，核发达国家将铀合金包壳等结构材料放到战略性的高度加 以重视，开发ll'. r nf用于大型先进压水堆、性能优界的钳合金材料及组件，垄断了世界核 电用zr合金材料市场。冃前国际上开发的错合金主耍有zsn系、znb系和zr

5、-sn-nb系3大类。在20世 纪50年代，美国发展了 zr-2合金，由于zr-2合金耐高温水及蒸汽腐蚀的性能较好，因 此自1967年以来，一肓被用作沸水堆燃料元件包壳材料及其它堆芯结构材料。zr-2合金在高温下腐蚀时容易吸氢，造成合金的脆化，称为“氢脆”，如美国萨凡纳河 反应堆中的zr-2合金包壳管就因“氮脆”的原因而造成了早期破损事故，随后乂有多起因“氮 脆”而导致的反应堆燃料元件破损事故的报道。为克服此缺点，研究人员去掉了 zr2合金 中的ni并提高了 fe含量，从而开发出了 zr-4合金。在360°c高温高压水中，zr-4合金 的吸氢量明显减少，仅为zr-2合金的1/2至1/

6、3。zr-4合金被广泛用作压水堆和加压重 水堆的元件包壳和沸水堆的元件盒以及其它堆芯结构材料等。在zr-4合金基础上，通过降 低sn含量进一步发展了低sn的zr-4合金。与常规zr-4合金相比，低sn的zr-4合金 具有更好的耐腐蚀性能。前苏联开发成功的zr-lnb合金（zr-nb系合金）主要川作压水堆元件的包壳材料。 zr-lnb合金的强度和鴉性与zr-2合金基木相同，但吸氢要比zr-2合金小。zr-2合金、zr-4合金、zr-lnb合金称为第1代钳合金，低sn的zr-4合金称为第2 代钻合金。核电反应堆的发展方向是提高卸料燃耗，延长换料周期，以降低核电成本。这就要求增 加燃料的燃耗，捉高冷

7、却剂的温度并调整冷却剂的ph值，即燃料包壳的工况变得更为苛刻。 目前的常规zr-4合金和改进zr4合金已不能满足燃耗达55 gwd/tu反应堆的运行要求。 为此各国都在研究性能更好的新型错合金，纷纷开展了综合zr-sn及zr-nb系合金优点的新 型钻合金（zr-sn-nb系合金）的研制。20世纪90年代，法国成功开发出m5合金，当燃耗达到60gwd/tu时，m5合金 的氧化膜厚度只冇z4合金的1/3,吸氢量只冇zr-4合金的1/5,而h辐照生长和蠕变性 能都优于zr-4合金。m5合金的堆内腐蚀对反应堆温度和中子通量的敏感性比zr-4合金 的要小的多。美国开发了 zirlo合金作为燃料元件的包壳

8、材料，在br3堆中经平均燃耗为71gwd/tu 的考验后，其均匀腐蚀比zr-4合金小50% ,辐照生长和蠕变性能也优于z4合金。此外，俄罗斯研制出e635合金、li木研制出nda合金、韩国研制出hana合金、 徳国研制出pca合金。这些合金都具有比zr-4合金更好的堆内性能，尤其是徳国开发的 zr-nb-sn-fe-v合金经反应堆辐照考验，在燃耗高达98gwd/tu时，腐蚀还未发牛加速现象。zirlo、m5、hana等zr-sn-nb系错合金称为第3代诰合金,它们已取代第1、2代 钳合金在第3代压水堆核电站中进行了系统广泛的商业应用，表1给出了国际上已经使用 和试用成功的典型铅合金成分。近10

9、年来，随着核电技术的进一步发展，各国在新钻合金成分研制方面继续前行，美 国、法国、韩国等国家在己经商用的成功的锵合金基础上，开展了成分优化或新合金成分的 研究，新研制的铅合金大多已经或正在进行堆内辐照考验,并已部分取得堆内辐照考验数据。 国内为了打破国外厂商对钳合金成分的垄断，以中核集团、国家核电和广核集团等为代表的 核电龙头企业也开始注重开发具冇自主知识产权的铅合金，冃前堆外研究都已取得不错研制 结果，但缺乏堆内辐照数据，总体上落后于国外。表丨 已经便用和试用成功的典型信合金成.分(m/%)table 1 compositions of the typical zirconium alloy

10、s (w/%)alloysnnbcrni()countryzr-21.2-1.7一0. 07 - 0. 200. 05 -0. 150. 03 -0. 080. 08 -0. 15/zr - 4 (con.)1.2-1.7-0. 180 240. 07 0. 13?0. 0070. 08 0 15/zr - 4 (low sn)1.2-1.5w50xl0"0. )8 -0. 240. 07 0. 130. 09 -0. 16/zr-2. 5ni>2. 5 ±0.20. 08 0 150. 008 0 020. 09 0 13/zr - 1ni)1 ±0. 1

11、50. 006-0.012-0. 05 -0. 07/e6351.2-1.300.95-1.050.34-0. 40-0. 05 -0.07rutmiaziklo0 8 1.20. 8-1.20. 09 0. 13-0. 09 0 12usam50.8 -1.2-0. 09 -0. 15fmnrenda1.00. 100. 280. 160.01-japanhana6-1. 1(0. 05 cu)-korean181.00.30.30. 10. 08 -0. 14chinan361.01.00.3一0. 08 -0. 14china3sic包壳材料研究进展钻合金作为核燃料包壳材料已经40多年了

12、，在未来几i年内钻合金仍将是压水堆堆芯用主要包壳材料，但随着核电技术的进步，换料周期的增长，安全性要求的提升，尤其是2011 年3月日木福岛核电站事故中的置气爆炸给核电站造成了最严重的损害，并造成人量的放射性产物释放事故，而爆炸的元凶氢气是灼热蒸汽与过热核燃料棒的错合金包壳接触产 生的。因此，研发具冇一定程度包容事故能力的包壳材料，成为国际上核燃料领域发展的新 方向，sic是一种极具应用潜力的材料，有可能成为第4代核反应堆的包壳材料同。sic/sic复合材料与锵合金相比有以下优势：由于其熔点高（髙纯sic熔点2730°c, zr 熔点1852°c）,工作温度极限很高（200

13、0°c）,所以在冷却剂丧失（lo-ca）事故发牛时也不会发 生危险。由于sic与水蒸气反应活性很低，发生失水事故时，温度升高也不会产生大量氢 气发生危险，并避免反应放热凶。sic水侧腐蚀速率很低，可以大大延长换料周期。 相比钻合金，sic具有更低的中子吸收截面，可以节省约25%的燃料。高的机械强度降 低磨损导致失效的儿率。得益于sic可以在loca工况下工作，可以提高约30%的功 率。核燃料燃烧更充分，提高功率，减少废料的放射性，降低废料处理难度。但与错合金包壳相比，sic材料的劣势有何：价格昂贵。工艺不成熟，不能达到包 壳管要求（尺寸，公差等）。作为包壳管材料，工程应用数据缺乏。获

14、得许町证尚需漫长 时间。换用sic做包壳，很多相关规格标准,共至反应堆热工设计都需重新变动，比如uo2 丰度、换料周期等。目前sic复合材料包壳管一般有以下两种类型：3. 1纯sic型纯sic型的结构分内、外两层，如图1所示。内层为整体致密sic层，防止气态裂变 产物外泄（见图la）,图la中还标注了内层结构的细节。外层为sic/sic复合材料层（纤维+ 渗入sic）o sic纤维是提供机械强度，在发生事故时保持固态裂变产物不外泄，维持基本几 何形状。其渗入sic是增加致密度，并提供腐蚀保护，防止磨损。fi amont windingmatrix densificationtow (500-1

15、 000 fibers)图1西屋公司纯sic型包壳：（a）结构图示，（b）实物照片3. 2sic金属复合型i这种包壳管将sic材料与传统的金属材料复合制成包壳管，包壳管的形式为:金属层+ 整体致密sic层+纤维层结构，图2和图3分别为碳化硅金属复合烈燃料棒样品及结构示 意图。从图3看出，这种燃料棒分为内层、中间层和外层3层复合结构。内层为金属衬里， 一般为传统的钻合金材料，主要起保证气密性，防止气态裂变气体外泄的作用，与传统皓合 金燃料棒类似，包壳管两端也采用焊接密封端u; «|间层为整体致密sic材料，主要增加包 壳的强度，提升力学性能；外层为sic纤维，与中间层的致密sic间添加

16、纯碳润滑层，通过 滑动传递应力，可获得一定的延展性，并几具有良好的耐腐蚀性能。sic包壳与水反应缓慢，与传统铠合金包壳相比，可把产生氢气的风险降低几千倍，避 免福岛核电站的类似事故，在正常工况条件下也具有老化慢、耐蚀性能好，使用寿期长的特 点。但作为一种新型核电用材料，尚需投入大量基础研究及工程应用研究，才能进一步走向 实用。图2 sic陶瓷基复合材料实验棒照片图3三层复合包壳管的设计示意图4结语(1) 铅合金在未來几i年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材，开展新合金的研发，不 断提升钻合金的性能是世界各国研究者共同的目标。(2) 国内在核级钳材研制方面和国外存在着差距，但目前国内企业己掌握了工

17、程化条件 下的核级海绵供生产技术及一整套钻合金结构材料的加工技术。因此适吋加大投入力度，强 化条件建设，就能加快具有口主知识产权错合金的产业化步伐，可最终实现核电及核动力用 鉛合金材料的自主化，并参与国际市场竞争。(3) sic材料具冇更高的熔点、更好的耐腐蚀性能，是一种极具应用潜力的材料，有可能 成为第4代核反应堆的包壳材料，但还需投入人量研究。参考文献:于平安，朱瑞安，喻真烷.核反应堆热工分析.北京：原子能出版tt, 1981: 20-22.c r f azevedo. selection of fuel cladding material for nuclear fission reac

18、tors j. engineeringfailure analysis, 2011, 18（8）: 1943-1962.zhao wcnjin（赵文金），zhou bangxin（周邦新），miao zhi（苗志）.我国高性能 错合金的发展jatomic energyscience and technology （原子能科学技 术）,2005, 39（suppl.）: 2-9.wei xiaowei（魏晓伟），shen baoluo（沈保罗）.核反应堆中防护包壳的研究进 展j. chinese journal of rare metals（稀有金属）,2002, 26（7）: 304-306.

19、yang wendou（杨文斗）.reactor materials science（反应堆材料学）mbeijing: atomic energy press, 2006: 259-289.zhou bangxin（周邦新）.改善铠合金耐腐蚀性能的概述j. transaction of materials and heat treatment （材料热处理学报）,1997, 18（3）: 8-15.li peizhi（李佩志）.核反应堆用新锵合金研究现状j. raremetal materials and engineering （稀有金属材料与工程），1999, 29（03）: 185 -186.hayner g o, shaber e l, miziar e. idaho national engineering and environmental laboratory jj. i