第讲包壳材料.pptVIP

包壳材料 锆合金及合金化原理 包壳的堆内性能 引言 核燃料芯块外面通常都有一层金属保护层，即燃料包壳： 保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀； 避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染； 保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。 包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件。其工况条件为： 包容核燃料，承受高温、高压和强烈的中子辐照； 包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆和芯块与包壳的相互作用等危害； 包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动和腐蚀以及氢脆等威胁。 对包壳材料的性能要求 核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性 特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中子吸收截面的限制十分严格。 对快中子堆，大多数元素的快中子吸收截面很小，选择材料的余地就较大。但对材料的、及耐蚀性的要求更为突出 通常选用截面小于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，截面在几十巴的杂质的含量限制在量级。 机械性能：足够的机械强度(高温强度) 化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的相容性； 常见的包壳材料 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。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。 如Al和Al合金用于低温水冷堆； 压水堆中用Zr合金(如Zr-4, M5)，BWR用Zr-2合金； Nb用于快中子堆。 锆的物理性质 银白色的金属，熔点1845oC 锆的化学性质 锆是一种耐蚀性很强的金属： 锆在室温下不易氧化，但随温度升高，易形成稳定的氧化物 有很强的耐酸、碱能力 在高温水中的耐蚀性也很好。 在氧化动力学曲线上有一从抛物线型到直线型的“转折点”，在此点之前，在锆表面生成黑色、致密、呈保护性的非化学计量的氧化锆；在转折点后所生成的氧化膜则为白色﹑疏松的非保护性的化学计量氧化锆，易于呈薄片状剥落 锆的氧化腐蚀机理 锆合金的合金化目的 锆的性能很容易受杂质的影响 锆与铪(Hf)的化学性质很相近，而铪的热中子吸收截面(~105靶) 远大于锆，自然存在的锆中铪含量一般为0.5~3.0％，所以必须严格控制锆中的含铪量，一般应低于100ppm。 氮、碳、钛、铝等杂质元素，即使是微量也对锆的抗蚀性能的影响也很显著。其中以氮最为有害。Zr的氧化是通过氧的扩散进行的，氮离子(N3-)置换氧化锆中的氧离子(O2-)，同时产生附加的空位，增加了氧的扩散速率，从而使氧化加剧，表现为大大缩短发生“转折”的时间，加快氧化速度。 高纯锆有良好的抗蚀性，但对纯度要求苛刻，价格昴贵，因此工程中多降低对原料纯度要求，通过合金化提高其抗蚀性和机械性能。 锆的合金化原理 锡Sn (钽Ta,铌Nb)?抑制氮等对锆抗氧化性的危害 置换Zr4+离子的Sn3+与N3-和O2-空位的组合能量更低; 最佳值的Sn的加入量与Zr中的氮含量有关: 铁Fe,镍Ni,铬Cr?延缓Zr-Sn合金在高温水和水蒸汽中腐蚀“转折点”的开始时间 Fe、Ni、Cr在Zr中的溶解度很低，多以细小弥散分布的金属间化合物状态 (如Fe3Zr)第二相对基体起强化作用; 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 锆合金 锆合金的性能 Sn元素的截面 锆锡合金 锆铌合金 Zr－2.5Nb合金 较高的强度和低的蠕变速度 良好的抗吸氢脆化 适用于制造高强度压力管 主要问题是焊缝耐蚀性恶化(高温破坏了强化相) Zr－1Nb合金 强度和塑性与Zr-2合金基本相同，耐蚀性略次 吸氢量比 Zr-2合金小 力学性能与氧含量有密切关系 俄罗斯用作PWR燃料包壳材料 新型Zr－1Nb合金M5 －法国Afa－3G包壳材料 增加氧作为合金化元素，起强化作用 消除其它杂质元素，降低腐蚀敏感性 锆锡铌合金 锆合金的冶炼 原料： 原子能级海绵锆－低Hf高纯锆 中间合金：添加的合金元素 工艺方法 自耗电极真空熔炼，2～3次 工艺流程 混料?压制成块?组焊成一次熔炼电极?一次真空自耗电弧熔炼?底垫切割、平冒口?组焊成二次熔炼电极?二次真空自耗电极熔炼?切割底垫、平冒口?组焊成三次熔炼电极?三次真空自耗电极熔炼?切割底垫、车光外表面?无损探伤?切除冒口?化学成分分析?质量评判 锆合金的加工 锻造 目的：改善铸态组织、提高综合性能 锻造温度:1050~700oC，b相区或a＋b区 工艺：加热?锻造?冷却?车外圆?检验 挤管 工艺特点 使金属在三个方向上受压，有利于金属变形 变形量大，能破碎粗大的铸态晶粒，能制较薄管坯 如有较好的模具和润滑条件，可制出高精度管坯 工艺流程 锻造坯?扒皮?无损探伤?切割定长?钻孔?润滑包套(铜套、镀铜、玻璃涂层) ?加热?挤压?余热?矫直?去包套?修正 锆合金的热处理 b淬火 锆在862oC存在a