包殼介紹的教案第1頁/共93頁2包殼材料工作環(huán)境

包殼材料是反應堆安全的第一道屏障。它包容裂變產(chǎn)物，阻止裂變產(chǎn)物外泄；它是燃料和冷卻劑之間的隔離屏障，避免燃料與冷卻劑發(fā)生反應；它給芯塊提供了強度和剛度，是燃料棒幾何形狀的保持者。它工作在高溫高壓環(huán)境中；暴露于快中子輻照場下；一邊是高溫的燃料芯塊，一邊是冷卻劑；在它的壽期內(nèi)承受不斷增加的應力。應力一方面來自外部冷卻劑的壓力及熱應力;另一方面來自內(nèi)部的燃料腫脹、裂變氣體釋放造成的內(nèi)應力和芯塊與包殼相互作用產(chǎn)生的機械應力等。因此包殼設計非常臨界，對包殼材料的要求非常高。第2頁/共93頁3包殼材料應具備的條件敘述如下：（1）具有小的中子吸收截面。（2）具有良好的抗輻照損傷能力，并且在快中子輻照下不要產(chǎn)生強的長壽命核素。（3）具有良好的抗腐蝕性能，與燃料及冷卻劑相容性好。（4）具有好的強度、塑性及蠕變性能。（5）好的導熱性能及低的線膨脹系數(shù)。（6）易于加工，焊接性能好。（7）材料容易獲得，成本低。第3頁/共93頁45.1包殼材料簡介

在熱堆中，為了中子的經(jīng)濟性，必須采用中子吸收截面小的包殼材料。目前只有四種元素可考慮做包殼材料，它們具有小的中子吸收截面和較高的熔點。它們是：鋁（0.23靶恩）、鈹（0.010靶恩）、鎂（0.063靶恩）、鋯（0.185靶恩）。鋁、鎂、鋯已用于燃料元件包殼，下面我們分別進行討論。不銹鋼以其優(yōu)異的高溫性能和價格優(yōu)勢在快中子增殖堆中用作包殼材料。因為在快堆中中子經(jīng)濟性不十分嚴峻，而包殼材料的高溫性能成了主要制約因素。商用動力堆無論是沸水堆、壓水堆，還是重水堆都用鋯合金作包殼。第4頁/共93頁55.1.1鋁及其合金鋁是首先被考慮用作反應堆包殼的。它的中子吸收截面不是最小的，強度也不高，但因為鋁有成熟的工業(yè)基礎，易于加工生產(chǎn)，此外它有一定的強度，好的導熱性能和在373K以下較好的抗腐蝕性能。鋁合金常被用于373K以下的，以水作冷卻劑，功率較低的，用于研究、培訓及試驗的反應堆中作燃料棒的包殼材料。也作為生產(chǎn)堆的包殼材料。如401院的重水研究堆（101）、輕水研究堆（492）、微型中子源反應堆以及CARR堆。常用的鋁合金牌號是6061。含1.2%Mg、0.8%Si、0.4%Cu、0.35%Cr。它具有好的抗腐蝕性和機械強度。

第5頁/共93頁65.1.2鎂及其合金鎂的中子吸收截面是鋁的1/4，對中子的經(jīng)濟性來說是很理想的材料，但鎂在高溫下會與二氧化碳起作用而被氧化。在冶金及生產(chǎn)上的問題則集中在防火、抗氧化和增加蠕變強度上。因此使用受到限制。鎂合金（MagnoxAl-80）含0.8%Al、0.02-0.05%Be,它有好的抗蝕性和好的機械性能（延展性）及可焊性，因而被用于英國的用石墨作慢化劑，二氧化碳為冷卻劑,金屬鈾為燃料的動力堆中作為燃料元件的包殼，可用至5000MWd/tU。第6頁/共93頁75.2鋯及其合金

純鋯是一種銀白色，有光澤的延性金屬，473K時理論密度為6.55Mg/m3，熔點為2125K。鋯在高溫下強度高，延性好，中子吸收截面小，在高溫水中抗腐蝕性能好，有較高的導熱性和較好的加工性能，與二氧化鈾芯塊有較好的相容性。因此鋯合金被廣泛地用于動力堆作包殼材料。主要的鋯合金有Zr-2，Zr-4，Zr-1Nb，Zr-2.5Nb，最新發(fā)展的鋯合金有M5或ZIRLO合金等。第7頁/共93頁8鋯的性能（1）存在著兩個同素異型結構從室溫到1135K為α相，密排六方結構（HCP）

1135K到2125K為β相，體心立方結構（BCC）（2）線膨脹系數(shù)4.9X10-6K-1

a向5.2X10-6K-1

，c向7.8X10-6K-1

鋯管平均值：軸向5.6X10-6K-1，徑向6.8X10-6K-1（3）熱導率23.7W/mK（473K時）（4）抗拉強度334MPa（5）延伸率25%第8頁/共93頁9

鋯的性能（6）有些性能與加工的原始狀態(tài)及過程有關；

a.存在織構，織構與拉拔過程有關，不能通過熱處理改變；

b.在573K溫度時氫的溶解度只有75ug/g；在高溫下氫溶解于基體中，低溫時以ZrH1.5的形式析出，氫化物析出的方向和數(shù)量會影響鋯的性能，而氫化物析出的方向和分布與織構有關；

c.與氧在高溫反應。鋯中的雜質(zhì)元素（氮、碳、氧、鋁等）尤其是氮，即使是微量（0.004%）對鋯的抗氧化性能和抗腐蝕性能影響也很顯著。第9頁/共93頁105.2.2鋯合金

常用的鋯合金有鋯-錫系列及鋯-鈮系列它們的成分如下：

合金名稱

Sn（%）

Fe（%）Ni（%）Cr（%）N（%）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----2.4-2.8第10頁/共93頁11表5-2*鋯合金的常用機械性能：合金名稱強度極限（MPa）屈服極限（MPa）延伸率（%）碘化法鋯#180-27050-13030-50Zr-2合金##（20oC）700,510,450527,422,35212,16,28

（340oC）28022520Zr-4合金（RT）75558923

（385℃）45036325Zr-1Nb合金320-380180-25028-40Zr-2.5Nb合金400-480280-35022-25第11頁/共93頁12*表5-2的數(shù)據(jù)擇自原子能出版社的“核動力用鋯合金”#碘化法精煉純鋯（30℃）的機械性能。##20℃時的三個數(shù)據(jù)分別為消除應力退火，部分再結晶退火，完全再結晶退火的性能值；340℃的數(shù)據(jù)為部分再結晶退火的性能值。第12頁/共93頁13鋯——錫系列合金（1）Zr-1合金由于純鋯的抗腐蝕性能受氮的影響很大，研究發(fā)現(xiàn)，當加入2.5%Sn時可以抵消700ppm氮的有害影響，并能使生成的氧化膜牢固地附著在鋯基體上，于是產(chǎn)生了以鋯-2.5%錫為合金成分的工業(yè)合金“鋯-1”。第13頁/共93頁14（2）Zr-2合金進一步的研究發(fā)現(xiàn)，在鋯中加入約0.1%的鐵和少量的鉻及鎳是極為有利的。與鋯-1合金相比，錫的含量適當降低，因為含錫量增高會降低合金的耐蝕性。因此鋯-2合金的添加元素成分為：錫-1.5%；鐵-0.12%；鉻-0.10%；鎳-0.05%。經(jīng)過近30年在沸水堆和壓水堆上作燃料包殼及堆芯結構部件的應用，證明鋯-2合金在高溫水和蒸汽中有良好的耐蝕性能和強度，運行是可靠的。它的熱中子吸收截面在0.18-0.23靶恩,硬度為純鋯的兩倍。第14頁/共93頁15（3）Zr-4合金為了改善材料的吸氫所造成的缺陷，進行了大量的研究。研究證明，在350℃水中和400℃蒸汽中的吸氫與鎳的含量有很大的關系。把鎳含量由原來的0.05%降低到0.007%，而鐵含量由原來的0.12%增加到0.18%，這就形成了鋯-4合金。鋯-4合金在350℃高溫水和400℃蒸汽中有更好的耐腐蝕性能，而吸氫量僅為鋯-2吸氫量的1/2-1/3，其余性能與鋯-2相似。它已廣泛被用于壓水堆作為燃料包殼和堆芯結構材料。第15頁/共93頁16鋯——鈮系列合金

鈮的中子吸收截面不大（1.1靶恩），加入一定量的鈮可消除一些雜質(zhì)如碳、鋁和鈦的有害作用，并可以有效地減少鋯合金的吸氫量。鈮在β相中的固溶度很大，由于鈮和鋯有相同的晶體點陣，原子半徑也很接近，可以形成一系列固溶體，并通過β/α的相變和時效硬化處理提高鋯合金的強度。相變過程按貝氏體-馬氏體機理和彌散硬化機理進行。第16頁/共93頁17鋯-1鈮合金含有質(zhì)量分數(shù)為1.1%鈮的合金制作壓水堆燃料元件包殼其耐蝕性僅次于鋯-2合金，強度稍低于鋯-錫合金，而吸氫是鋯-錫合金的1/5-1/10。第17頁/共93頁18鋯-2.5鈮合金含有質(zhì)量分數(shù)為2.5%鈮的合金在高溫水中的耐蝕性雖不如鋯-錫合金，但吸氫率低，徑向蠕變速率很小，同時可以熱處理強化。Zr-2.5Nb合金在重水堆上主要用于制作壓力管，在動力堆中用于元件盒殼體的板材及堆芯部件的結構材料。第18頁/共93頁19氫化物的延遲開裂（DHC）作為壓力管材料，其低的徑向蠕變率和低的吸氫速率是很誘人的，在使用中一個比較大的問題是氫化物的延遲開裂（DHC）。氫化物延遲開裂被認為是在應力梯度的影響下，氫向裂紋尖端擴散所引起的。當氫的濃度超過極限固溶度時，在裂紋尖端形成氫化物小片，在應力作用下，氫化物沉淀擇優(yōu)取向，與拉應力垂直，與壓應力平行。由于氫化物比較脆，在裂紋尖端應力作用下，容易在氫化物上開裂，并迅速擴展，當擴展遇到鋯基體，會在鋯基體上暫停，直到新的氫化區(qū)域在裂紋尖端再形成，再次快速擴展……如此不斷重復。第19頁/共93頁20重水堆電廠針對DHC的措施要求在運行條件下，一次熱傳導系統(tǒng)（PHTS）的溫度要盡可能保持穩(wěn)定，必要時可以通過加熱來維持。如必須要冷卻或加熱時，溫度升/降速率要大于1度/分，以減小裂紋尖端氫化物的生長。如一次熱傳導系統(tǒng)不得不把溫度降至533K（260℃）以下，（如換壓力管），時間不要大于1小時，如時間不能控制在1小時以內(nèi)，則需要加熱保持溫度，并盡可能降低壓力。保持低溫狀態(tài)1小時以上，必須進行評估，并確定所應采取的特殊措施。壓力管的溫度無論是開堆還是停堆，應保持在533K以上。長時間停堆的情況下，壓力管應有輔助的加熱設備，保持溫度不低于533K，加熱和冷卻速率要大于1K/min，以免氫（氘）化物析出造成延遲開裂。第20頁/共93頁21壓力管中DHC形成第21頁/共93頁22第22頁/共93頁23第23頁/共93頁24新鋯合金大部分都兼含有一定量的錫和鈮，并配以鐵、鉻和氧等。具體的成分如下：N18合金Sn1.06%,Nb0.36%,Fe0.30%,O1000-1500μg/gN36合金Sn1%,Nb1%,Fe0.31%,O1000-1500μg/gNZ2合金Sn1.0%,Nb0.3%,Fe0.3%,Cr0.1%NZ8合金Sn1.0%,Nb1.0%,Fe0.3%M4合金（法)Sn0.5%,Fe0.6%,V0.4%，采用再結晶退火工藝M5合金（法）Nb1%,O0.125%,S0.002%ZIRLO合金（美）Nb1%,Sn1%,Fe0.1%E635合金（俄）Nb1%,Sn1.3%,Fe0.35%NDA(日)Sn1.0%，Nb0.1%,Fe0.28%，HANA-4（韓）Nb1.5%，Sn0.4%，F(xiàn)e、C第24頁/共93頁25新鋯合金的性能在以下幾個方面得到提高熱蠕變強度及輻照蠕變強度；抗腐蝕能力；抗輻照生長能力；減少吸氫量。第25頁/共93頁26與Zr-4合金相比，ZIRLO合金在高溫水和含70μg/g鋰的水中的耐腐蝕性比Zr-4好。水側腐蝕減少60％；輻照生長減少50％；輻照蠕變降低20％。M5合金與Zr-4合金相比，在高燃耗下的氧化膜厚度為鋯-4合金的1/3；吸氫量為鋯-4合金的1/4，輻照生長比鋯-4合金減少2倍。第26頁/共93頁27M5合金已用于大亞灣核電廠AFA3G燃料組件的燃料元件包殼管，燃耗可達到55GWd/tU；ZIRLO合金為美國西屋公司所研發(fā)，將在AP1000核反應堆中作燃料元件的包殼材料。第27頁/共93頁28我國的新鋯合金NZ2和NZ8合金的研究已進入工程化研究階段，它們的力學性能優(yōu)于Zr-4合金，在含鋰離子的高溫水中的耐腐蝕性得到明顯改善，在500℃過熱蒸汽中長期腐蝕沒有出現(xiàn)癤狀腐蝕現(xiàn)象。第28頁/共93頁295.3鋯-4合金的性能歸結如下:1）具有小的中子吸收截面；2）具有良好的抗輻照損傷能力，在快中子輻照下不產(chǎn)生強的長壽命核素；3）具有良好的抗腐蝕性能，不與二氧化鈾燃料反應，與高溫水相容性好；4）具有好的強度、塑性及蠕變性能；5）熔點高（1852℃），熔點以下存在兩種同素異構體，相變溫度在862℃（α→β）；6）導熱性能好，熱膨脹系數(shù)低；7）工藝性能好，加工和焊接性能好；8）價格相對較貴；9）存在織構，不能用熱處理的方法改變；10）有吸氫和氫脆問題，氫化物的析出方向會影響鋯-4合金包殼管的堆內(nèi)性能；11）高溫下與氧反應，限制在400℃以下使用。第29頁/共93頁30表5-3壓水堆Zr-4合金包殼管的縱向拉伸力學性能狀態(tài)試驗溫度/Kσb/MPaσ0.2/MPaδ10/%再結晶退火室溫527-535398-40130-36648269-274175-18830-33消除應力退火室溫800-925585-59015-16648508-532354-38413-16第30頁/共93頁31表5-4CANDU重水堆Zr-4合金包殼管的室溫縱向拉伸力學性能試驗者

試樣編號σb/MPaσ0.2/MPaδ10/%NWZ164049527.5264550028.5363549527加拿大ZPI164150326265151229363850327技術條件要求≥450≥385≥21第31頁/共93頁32鋯-4合金的腐蝕性能

鋯-4合金在633K水中的均勻腐蝕行為表現(xiàn)為：轉折時，氧化膜厚度遵循冪函數(shù)定律，然后保持線性關系。在轉折后的相當長時間里，氧化膜仍牢固均勻地黏附在其體表面的基礎之上。第32頁/共93頁33鋯-4合金的吸氫和氫脆

氫在Zr-2，Zr-4合金與非合金鋯中的極限固溶度差別很小。燃料元件包殼管中存在溫度梯度，造成氫化物在溫度較低的表面層上的不均勻分布，這一層比金屬內(nèi)部氫化物有大得多的脆性。氫化物的大小對鋯管的性能影響較大，氫化物長度超過管壁厚度1/10時，氫脆效應趨于嚴重。鋯-4合金的延性隨氫含量的增加急劇下降，當氫含量從0-1000μg/g變化時，斷裂時的延伸率從33%-3%，斷面收縮率從50%降到2%。鋯合金包殼管的氫含量要求低于250μg/g(也有改為600μg/g的說法，可能要根據(jù)各國自己的標準來定)。第33頁/共93頁34鋯-4合金的吸氫速率很低，鋯-4合金的癤狀腐蝕比鋯-2合金嚴重，因此沸水堆依然使用鋯-2合金做包殼材料。第34頁/共93頁355.3.2鋯合金包殼管的制造工藝第35頁/共93頁36鋯-2或鋯-4合金包殼管的制造流程

金屬鋯（碘化法鋯棒，海綿鋯或粉末鋯）+合金元素+回收料

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壓制塊，進行燒結

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將壓塊接到自耗電極上

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真空自耗（或電?。┤蹮挘ǘ沃厝坭T錠）

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鍛成一定尺寸的棒料，進行熱處理

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鍛棒切成定尺長的坯料

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加熱穿孔或機加工鉆孔，制成空心管坯，管坯包銅套

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加熱擠壓使空心管坯成為厚壁管（套筒或套管）

|第36頁/共93頁37|

在皮爾式機床上進行冷軋（預先除銅套或不除）

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酸洗，檢驗表面質(zhì)量

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中間熱處理

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最終軋制到成品管尺寸

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除油，酸洗

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完工熱處理

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矯直

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管子表面精整

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成品管試驗與檢驗

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管子包裝第37頁/共93頁38

由于鉿的中子吸收截面大（105靶恩），必須把鉿從鋯中清除，而鋯鉿性質(zhì)相近，不易分離。用碘化法可以達到此目的。

ZrZrCl4

Zr+MgCl2海綿鋯關鍵工藝：（1）鋯鉿分離第38頁/共93頁39

原料為海綿鋯,按比例加入合金元素后壓制成塊，然后焊接成棒，做成自耗電極，在真空自耗式電弧爐中熔煉成錠．為充分除氣和使成分均勻,要多次熔煉，然后鍛成棒料，再切成坯料。關鍵工藝：（2）合金的熔煉第39頁/共93頁40用熱壓力加工或機加工的方法制成管坯

在500-700OC的α相區(qū)內(nèi)，在液壓機上使坯料通過模具。為了防止吸氣和提高潤滑效果，在坯料外包銅套，通過擠壓成為厚壁管。關鍵工藝：（3）擠壓成管坯

第40頁/共93頁41

在Pilger軋機上進行加工，逐漸冷軋成薄壁管。采用中間退火以驅(qū)除冷加工的應力，并恢復再結晶；使管子達到成品尺寸的終軋是燃料包殼管制造工藝過程中最重要的工序之一。（參見圖５－１）

關鍵工藝：（4）冷加工第41頁/共93頁42圖5-1包殼管性能與加工方式的關系

由圖5-1可知，一般Q值應取大一些可獲得取向為切向的氫化物。第42頁/共93頁43（4）冷加工

為了獲得取向為切向的氫化物，以減少氫化物析出對力學性能的影響，管壁厚度的變形量必須大于直徑的變形量，而且要求使α晶粒的基極取向接近徑向，或與徑向成10-15o角，為了表征這種變形關系，引入指數(shù)Q值，以下式表示：第43頁/共93頁44按包殼管的要求來選擇退火制度?？蛇x擇450-500oC消除應力退火或選用600oC以上再結晶退火制度。關鍵工藝：（5）最終退火

第44頁/共93頁45關鍵工藝：（6）表面處理

成品管的最后處理：沸水堆用包殼，多用化學拋光，再經(jīng)高壓釜預生致密氧化膜，以提高耐蝕性和抗磨能力；壓水堆用包殼，多采用機械拋光，在堆內(nèi)再形成氧化膜。第45頁/共93頁46

非破壞性檢驗：肉眼檢查、表面光潔度分析、管子的長度與垂直度檢查、測量內(nèi)徑與外徑、測量壁厚，以及超聲波無損探傷試驗。破壞性檢驗：化學分析、室溫、高溫下的機械性能、管子內(nèi)壓試驗（結構強度試驗）、腐蝕試驗、顯微組織及氫化物取向的研究分析。關鍵工藝：（7）成品管檢驗與試驗第46頁/共93頁47

5.3.3鋯包殼管的堆內(nèi)行為1表面腐蝕設計準則規(guī)定，壽期末，包殼最大腐蝕深度應低于壁厚的10%。（1）均勻腐蝕鋯合金在高溫水中具有兩個性質(zhì)不同的腐蝕階段，其間有轉折點，轉折前腐蝕速率低，形成薄的黑色粘著膜，有光澤且平滑。它具有很高的耐腐蝕性能。這種保護膜成分未達到化學劑量值。它的分子式為ZrO2-x，這里x小于等于0.05。當膜厚達到2-3μm。出現(xiàn)轉折時，膜變成灰色，然后當膜厚增至50-60μm時變成白色。這種形狀的膜具有化學劑量的分子式，它是疏松的易剝落的。第47頁/共93頁48圖5-2Zr-2和Zr-4合金的腐蝕動力學曲線示意圖第48頁/共93頁49（2）非均勻腐蝕主要有癤狀腐蝕（NodularCorrosion），它是沸水堆中常見的腐蝕現(xiàn)象，在壓水堆中也有出現(xiàn)，外觀形貌呈白色氧化膜圓斑，直徑約0.5mm，局部深度達10-100μm，隨著燃耗加深，腐蝕斑擴展成片，它發(fā)生在富氧水質(zhì)條件下。另一常見的非均勻腐蝕為縫隙腐蝕，它發(fā)生在定位格架和包殼管接觸部位，由于縫隙處水流阻力大，幾乎不流動，在熱流作用下，水質(zhì)發(fā)生變化，冷卻水中堿性離子濃集，局部PH值增加，引起嚴重堿蝕，有一定腐蝕深度，并且隨燃耗加深而增加。嚴重的非均勻腐蝕行為也會影響燃料棒壽命。第49頁/共93頁502吸氫與氫脆鋯合金包殼管的氫來自加工時的自然吸氫，芯塊殘留水及氫含量，而最主要的是腐蝕吸氫。設計準則規(guī)定壽期末包殼中氫含量應小于250ppm。鋯合金與高溫水氧化反應生成氫，部分被合金基體吸收，在高溫時固溶在基體中。氫在鋯-2和鋯-4合金中的溶解度用下式表示：

式中：No

為溶解度（ppm）；R為氣體常數(shù)；T為溫度K。第50頁/共93頁51

室溫下氫在鋯中固溶度很小，當超過極限固溶度時，氫將以（ZrH1.5）小片析出，因其體積比鋯基體增大14%，150℃以下為脆性相，成為材料中的裂紋源，使鋯合金的延性降低。包殼管工作時以承受周向應力為主，氫化物析出后，如呈徑向排列取向，就會使強度和延性大大下降?？棙嬍菦Q定氫化物取向的主要因素。氫脆現(xiàn)象與鋯包殼使用溫度有關，當溫度低于150℃時，氫化物呈脆性；高于150℃時具有相當?shù)乃苄?。因此隨溫度升高，氫脆減緩或消失。所以在停堆；換料和運輸時要特別注意氫脆問題。第51頁/共93頁52壓水堆低燃耗的包殼中的氫化鋯第52頁/共93頁53壓水堆高燃耗的包殼中的氫化鋯第53頁/共93頁54

內(nèi)氫化破損是指芯塊中的水分，或包殼破損后進入其中的水侵蝕包殼內(nèi)壁，造成貫穿管壁的裂縫，引起燃料棒破損。內(nèi)氫化缺陷一般呈日爆狀。在反應堆運行中，燃料釋放的水分與鋯管內(nèi)壁發(fā)生反應，生成氧化鋯與氫。由于燃料棒中的氧不斷消耗，氫分壓不斷增加，使棒內(nèi)的氣氛由氧化氣氛轉變到缺氧富氫氣氛，氧化膜長期處在高溫缺氧環(huán)境中，局部氧化膜有可能被擊穿而出現(xiàn)缺口，此處就迅速大量地吸氫，氫向低溫方向擴散，當吸氫速率超過擴散速率時，氫化物析出。析出氫化物時體積膨脹14%，局部應力場使氫化物的取向呈放射狀，在溫度梯度作用下，氫不斷從內(nèi)壁向外壁擴散，并在內(nèi)壁造成裂紋，促使氫化物缺陷向外擴展，在包殼外壁形成突起和鼓包。在功率變化時，包殼受到拉應力，這些脆弱的鼓包就會破裂，導致燃料棒破損。這就是內(nèi)氫化破壞。第54頁/共93頁55圖5-3內(nèi)氫化破損（Sunburst）第55頁/共93頁56消除內(nèi)氫化破損的措施如下： （1）提高燃料芯塊的密度（94-95%TD），減少開口孔率，降低芯塊吸水量。 （2）芯塊裝管時應經(jīng)高溫真空除氣和干燥處理，嚴格控制芯塊吸水量。 （3）限制芯塊中氟雜質(zhì)含量，鋯管內(nèi)壁噴丸處理，使表面氟含量低于0.5μg/cm2，以防氟等雜質(zhì)釋放，擊穿氧化膜。 （4）用吸氣劑吸收殘留在燃料棒里的氫。（5）鋯管內(nèi)壁涂層石墨（如重水堆）。第56頁/共93頁57氫化鋯的應力再取向氫化物的析出方向不僅與織構有關，在有應力的情況下，還與應力方向有關：在拉應力的狀況下，氫化物析出方向與拉應力垂直。在壓應力的狀況下，氫化物析出方向與壓應力平行。這種在應力狀態(tài)下發(fā)生的氫化物重新分布的現(xiàn)象，稱為應力再取向。第57頁/共93頁583鋯合金輻照生長

輻照生長是在沒有應力的情況下，由于快中子輻照，使晶體在某個特定的方向上伸長，其他方向上收縮，體積不變的現(xiàn)象。鋯合金在常溫下為密排六方晶系，具有明顯的各向異性。對于α鋯單晶，當受到快中子輻照時，在a向伸長，在c向縮短。輻照生長與快中子注量有一定的關系，與溫度無關，可以用經(jīng)驗公式表示；

式中A常數(shù)；φ單位時間快中子注量；t輻照時間。

第58頁/共93頁59

由于鋯包殼管是多晶體，存在加工織構，晶粒有擇優(yōu)取向，合適的加工制度可以得到接近徑向基極織構，如圖5-4所示?？梢灶A料，這種管材經(jīng)中子輻照后軸向會伸長，壁厚和直徑方向減小，造成燃料棒彎曲失效。因此輻照生長造成的畸變是反應堆燃耗極限的一個因素。實驗表明，輻照生長與冷加工量、雜質(zhì)含量、輻照通量以及輻照溫度都有關。冷加工的生長量與輻照積分通量成線性關系，溫度越高，變形量越大。退火材料的變形速率比較低，但當積分通量達到3×1025n/m2時，發(fā)生轉折，轉折后的斜率與冷加工的相似。第59頁/共93頁60圖5-4中子輻照下鋯合金包織構與輻照生長示意第60頁/共93頁614力學性能變化燃料棒包殼管在堆內(nèi)工作時承受一定的應力，同時包殼平均工作溫度為370℃（壓水堆）。包殼管材料在高溫下應有高的強度極限和屈服極限，有高的周向塑性及較低的蠕變速率。按照元件設計準則要求，在整個壽期內(nèi)燃料棒包殼不發(fā)生蠕變倒塌，包殼應力低于鋯合金的屈服強度，包殼的周向應變應低于1%。第61頁/共93頁62力學性能變化（1）拉伸性能快中子輻照使鋯合金發(fā)生強化和脆化。即抗拉和屈服強度提高而延伸率和斷面收縮率下降。當快中子注量達到5×1024～25n/cm2后，強度和延性達到飽和，同時延伸率迅速下降，從20%降至2～4%，見圖5-5。飽和值與熱處理狀態(tài)無關。在高的快中子注量下，極限強度和屈服強度逐步接近。影響拉伸性能的因素有冷加工度、織構、晶粒度和氫含量。第62頁/共93頁63力學性能的變化第63頁/共93頁64第64頁/共93頁65（2）輻照誘導蠕變中子輻照使鋯合金的蠕變加速。由于輻照蠕變的機制比較復雜，不能用一個機制來解釋。在輻照積分通量達到一定量時會發(fā)生蠕變坍塌，形成環(huán)脊。中子輻照對再結晶退火材料的蠕變性能影響不大，而對冷加工材料影響較大。第65頁/共93頁66

芯塊與包殼相互作用PCI

芯塊與包殼相互作用是燃料棒壽命的限制因素之一。

a.芯塊與包殼機械相互作用PCMI

機械相互作用引起包殼管長度和直徑的變化，以及使包殼管在芯塊間的界面處形成環(huán)脊。（1）軸向變形－軸向變形的棘輪機制；（2）徑向變形－環(huán)脊（竹節(jié)狀）效應。

b.芯塊與包殼化學相互作用PCCI

侵蝕性裂變產(chǎn)物引發(fā)的包殼腐蝕和應力腐蝕開裂第66頁/共93頁67第67頁/共93頁68第68頁/共93頁69第69頁/共93頁70（1）軸向變形--棘輪機制

燃料棒在出廠時，芯塊與包殼間留有間隙。運行初期，芯塊與包殼各自按其熱膨脹系數(shù)而伸長，但是不久芯塊由于熱應力而開裂，使間隙變小，導熱性能得到改善。繼續(xù)運行，到一定的燃耗，芯塊與包殼發(fā)生接觸。這時，由于芯塊熱膨脹量大，使包殼承受拉應力，包殼對芯塊的作用力又使芯塊進一步開裂，當它們貼緊后之間的摩擦力足夠大時，包殼就會隨芯塊一起伸長，當功率下降時，芯塊柱與包殼脫開，芯塊因重力落下。下次功率提升時，芯塊還能再次引起包殼伸長，而每次都有一定的塑性變形，這就是燃料棒軸向變形的棘輪機制。第70頁/共93頁71（2）徑向變形—形成環(huán)脊

燃料芯塊是有限長的圓柱體，在溫度梯度下，芯塊中心溫度明顯地比外圍高，因此芯塊發(fā)生熱膨脹變形而呈砂漏形，當芯塊與包殼貼緊后，燃料棒外觀出現(xiàn)環(huán)脊（竹節(jié)狀）環(huán)脊位置在兩個芯塊的界面上，該處是包殼應力最集中的地方，往往造成破裂，第71頁/共93頁72圖5-6二氧化鈾芯塊徑向開裂第72頁/共93頁73圖5-7燃料芯塊與包殼之間的機械相互作用芯塊與包殼機械相互作用PCMI第73頁/共93頁74圖5-8包殼管的應力腐蝕開裂b.芯塊與包殼化學相互作用PCCI

第74頁/共93頁75SCC的初期（輻照后檢驗）第75頁/共93頁76SCC斷口形貌第76頁/共93頁775.3.4失水條件下鋯合金包殼的行為

失水事故LOCA（LossofCoolantAccident）發(fā)生后，冷卻劑從破口噴出，堆內(nèi)壓力迅速下降，包殼管處于內(nèi)壓鼓脹的張力狀態(tài)，同時包殼管溫度上升，使包殼溫度很快達到最高值。研究這些問題對燃料棒失水事故時的安全分析和輕水堆危急冷卻系統(tǒng)驗收標準的制定提供了依據(jù)。失水條件下，包殼管承受高溫、高內(nèi)壓和蒸汽氧化的苛刻作用，使包殼管發(fā)生高溫氧化、脆化和鼓脹變形。第77頁/共93頁781.高溫氧化失水事故中，鋯合金與水蒸汽發(fā)生反應：

每克參與反應的鋯放出1550卡熱量，同時放出大量的氫。

鋯-水反應符合拋物線規(guī)律，表達式為：

單位面積上參與反應的鋯的重量；——反應時間；————氧化速率常數(shù)，它與溫度有關。第78頁/共93頁79－常數(shù)

－反應激活能

－氣體常數(shù)

－反應溫度K

通過測定不同溫度下的氧化速率常數(shù)KP，可計算出鋯的氧化量，釋放的熱量和氫氣量。這些數(shù)據(jù)是制定危急冷卻系統(tǒng)驗收標準的重要依據(jù)。第79頁/共93頁80圖5-9經(jīng)雙側蒸汽氧化（1400℃2分鐘）Zr-4管壁的橫截面金相第80頁/共93頁812脆化

失水事故后，包殼承受多種應力，其中最主要的是在危急冷卻系統(tǒng)注水淹沒活性區(qū)時，由于急冷，包殼中產(chǎn)生的淬火應力。蒸汽氧化時，鋯包殼內(nèi)氧化膜和富氧α-鋯相含氧量很高，是脆性相，只有高溫時的β-鋯是延性的，它冷卻后轉變?yōu)棣痢?鋯相，仍保留一定的延性。所以，氧化后包殼的延性取決于包殼中高溫存在的β相份額，即Fw。

第81頁/共93頁82

由于包殼管的延性直接與Fw值有關，