事故容错燃料包壳候选材料的研究现状及展望

2011年福岛核电站事故中,反应堆堆芯燃料中的锆合金包壳在事故工况下与高温水蒸汽发生剧烈氧化反应继而产生大量的氢气和热量,最终导致反应堆堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成极大负面影响。自此之后,国内外纷纷展开对事故容错燃料的研究开发。相较于传统的UO2-Zr合金燃料体系,事故容错燃料能够在反应堆正常运行工况下维持或提高燃料性能,并在事故发生后相当长的一段时间内维持堆芯完整性,提供足够的时间裕量来采取事故应对措施。反应堆堆芯环境非常极端,包壳长期处于高温高压腐蚀介质中,同时还受到中子辐照的影响,因此新型包壳材料需要较好的耐腐蚀性和辐照稳定性。经不同研究者的研究评估,目前能够替代Zr合金的事故容错燃料包壳材料可分为陶瓷材料和金属材料两类:陶瓷材料主要以SiC/SiC复合材料为代表;金属材料主要有以FeCrAl为代表的Fe基合金和以Mo为代表的难熔金属及其合金。上述三种替代Zr包壳的材料各有其利弊,均未达到工程应用水平,并且都存在待解决的关键性问题。其中,FeCrAl合金的研发进展最快,目前在热学性能、力学性能、抗腐蚀性能、抗辐照性能等方面表现较好,但在工业加工和焊接等方面仍有待进一步改善。就SiC/SiC复合材料而言,由于SiC自身的高脆性而导致力学强度不足,不同的研究者提出了不同的结构设计思路试图降低包壳管失效概率,但包壳最终的结构设计仍未确定,而辐照引起的热导率急剧降低及连接密封和加工制造等方面还在不断研究中。Mo及Mo合金的力学性能和抗辐照性能较好,但自身抗腐蚀性较差,解决思路主要集中在提高钼纯度、调整合金的元素成分、进行表面涂层等方面。目前,对后两种材料包壳管的加工能力均未达到薄壁长管的工业制造水平。对于这几种候选包壳材料,需要建立属性数据库和一套完善的标准来衡量材料的质量。此外,还需开发相应的程序来评估包壳在堆内的行为。本文主要综述了SiC/SiC复合材料、FeCrAl合金、Mo及Mo合金三种候选包壳材料的研究进展,包括候选包壳材料的物理性质、耐腐蚀性能、力学性能、抗辐照性能、芯块-包壳力学与化学相互作用、在事故工况下的行为和工程应用等,综合分析了事故容错燃料包壳材料当前的研究现状,指出了各事故容错燃料包壳未来需集中解决的关键性问题。     

轻水反应堆（LWR）用包壳材料研究进展

轻水反应堆（LWR）是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,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材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十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,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、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,但还需投入大量研究。     

轻水反应堆(LWR)用包壳材料研究进展

轻水反应堆(LWR)是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,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材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十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,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、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,但还需投入大量研究。     

聚变堆结构材料SiC/SiC的研究进展

SiC/SiC复合材料具有优异的高温强度、抗蠕变性能、耐腐蚀和热冲击性能、假塑性断裂行为以及在聚变环境下固有的低诱导放射性和放射余热,被公认为是聚变堆结构的候选材料,在国际上很多反应堆概念设计中颇受瞩目.综述了几十年来世界范围内对聚变堆包层结构应用背景下的SiC纤维、SiC单体、纤维一基体界面以及SiC/SiC复合材料的研究进展,阐述了对该复合材料辐照效应的研究现状,并在此基础之上指出了目前SiC/SiC复合材料应用于聚变堆包层结构材料的限制因素.     

锆合金耐蚀性能影响因素概述

锆合金作为燃料包壳材料广泛应用于轻水反应堆。导致其在服役过程中腐蚀的因素复杂多样,随着合金成分、氧化物类型、第二相、晶粒形貌以及工作介质等的不同,其耐蚀性能会发生显著变化,分别介绍了这些因素对锆合金包壳腐蚀行为的影响。     

KD-S和KD-Ⅱ SiC_f/SiC复合材料的制备、微观结构及性能（英文）

以KD-S和KD-Ⅱ型碳化硅(SiC)纤维编织件为增强体,通过先驱体浸渍裂解工艺制备了以热解炭(PyC)为界面涂层的三维(3D)结构SiC_f/SiC复合材料,系统研究了SiC_f/SiC复合材料的微观结构及性能间的关系。结果表明:KD-S和KD-Ⅱ型SiC纤维均具有晶粒尺寸为8～15 nm的多晶结构;两种SiC_f/SiC复合材料的断口表面均出现了纤维拔出现象,说明两种SiC纤维增强的SiC_f/SiC复合材料均具有典型的伪塑性断裂行为。KD-S SiC_f/SiC复合材料的弯曲强度、弹性模量和断裂韧性分别达到(955.0±42.8) MPa,(110.3±1.7) GPa和(28.5±2.8) MPa·m~(1/2),明显高于KD-ⅡSiC_f/SiC复合材料,这归因于近化学计量比的KD-S型SiC纤维具有较高的模量和耐温性能。由于KD-S和KD-Ⅱ型SiC纤维的结构及成分差异,导致KD-S型SiC纤维表面的PyC界面涂层呈现光滑的多层有序结构,而KD-Ⅱ型SiC纤维表面的PyC为疏松颗粒状结构。     

不同应力水平下SiCf/SiC复合材料的损伤行为和机制研究

为提高对SiC_f/SiC复合材料在服役中失效机制的理解以及更合理地设计该类材料,通过声发射探测结合两种力学加载实验对该材料的损伤过程进行了评估与分析,并利用光学显微镜和扫描电子显微镜等手段对其损伤状态的演变进行了详细的表征和总结。实验结果表明,声发射技术可有效评估SiC_f/SiC复合材料的损伤程度,并用以分析特定加载应力水平下的损伤发展。研究表明:裂纹在较低的加载应力下(80 MPa)易在材料的原生缺陷附近或多种组分的边界处萌生,但对材料自身强度影响较小;较高的加载应力(≥100 MPa)则会使材料产生大尺度开裂,并与纤维发生相互作用进而降低材料的稳定性。SiC_f/SiC复合材料在递增的加载应力下会产生5种开裂形式以及纤维的断裂拔出和界面的脱粘等损伤行为。     

层状硅酸钇改性SiC_f/SiC复合材料湿氧化行为研究（英文）

研究了层状硅酸钇的引入对SiC_f/SiC复合材料湿氧化行为的影响。首先通过硝酸钇乙醇溶液浸渍热解法向碳化硅纤维引入Y_2O_3,再采用化学气相渗透法沉积SiC。层状Y_2Si_2O_7主要通过Y_2O_3与沉积过程中的SiC反应转化而成。研究发现, Y_2Si_2O_7在1400℃湿氧环境条件下发生富集,在氧化层表面形成保护层。氧化80 h后,单层和多层Y_2Si_2O_7改性的SiC_f/SiC复合材料强度保留率分别达到60.38%和71.93%,而没有改性的SiC_f/SiC复合材料强度保留率仅为50.11%。结果表明:层状Y_2Si_2O_7的引入可显著提升SiC_f/SiC复合材料在湿氧环境的抗氧化性能。     

聚变堆结构应用SiC/SiC热导率的研究进展

得益于其优异的高温性能和韧性断裂行为以及聚变环境下的低诱导辐射,SiC/SiC复合材料在聚变堆结构应用方面有着巨大潜力.由于传统SiC/SiC复合材料的热导率难以达到要求,近年来越来越多的研究机构将研究重点放在提高该材料的热导率上.介绍了聚变堆结构应用背景下提高SiC/SiC复合材料热导率的途径及方法,综述了世界范围内该领域的研究进展,并在此基础上展望了SiC/SiC复合材料热导率的研究前景.     

锆合金的低周疲劳特性

锆合金被普遍用做核反应堆中的燃料包壳和结构材料。在反应堆运行时，堆功率的波动和水冷却介质的流动．使燃料组件及其它构件发生循环变形，在极端情况下出现破损。本文概述了堆内包壳循环变形的特点，并分析了锆合金的循环变形行为，疲劳裂纹的形核与扩展，疲劳寿命及影响疲劳寿命的因素。     

耐事故燃料包壳用FeCrAl不锈钢的研究进展

3.11日本福岛核事故后,国内外围绕提高核燃料元件的事故包容能力和固有安全性课题开展了大量的耐事故燃料(ATF)的研发工作,其中性能更先进的包壳材料是ATF研究的前沿和难点。Fe Cr Al合金优良的高温性能结合管材制备工艺的技术成熟度和经济性,促使该合金包壳成为近期ATF包壳研发的首选目标。简介了国外在ATF包壳候选材料的筛选和Fe Cr Al不锈钢上的研究进展,综述了ATF包壳用Fe Cr Al不锈钢高温蒸汽氧化性能、力学性能、中子辐照性能和应力腐蚀性能等方面的研究现状,指出了Fe Cr Al包壳研制和工程应用等方面需突破的关键技术和研究方向,其中成分优化控制及制备工艺、中子辐照性能和应力腐蚀性能等工程应用的评价是未来研究的重点和难点。     

锆合金涂层包壳专利申请态势全景分析

事故容错燃料(ATF)是日本福岛核事故之后提出的新一代核燃料概念,主要是为了提高反应堆在事故工况下的容错性能,从根本上提高核电厂对严重事故的抵御能力,从而有效地提高核电的安全性和经济性.针对传统核燃料使用的锆合金包壳,通过外表面涂层改性的方法提高其在事故工况下的抗高温氧化性能是事故容错燃料的主要研究方向.为了对锆合金涂...     

On the chemical compatibility between Zr-4 substrate and well-bonded Cr2AlC coating

Accident tolerant fuel(ATF) for the light water reactor has gained wide attentions after the Fukushima accident. To enhance the accident-tolerance of the nuclear system, one strategy is to modify the Zr-based alloy cladding surface with advanced ceramic coating. In this work, monolithic and dense Cr_2AlC coating has been synthesized by magnetron sputtering. The as-grown Cr_2AlC coating exhibits good chemical compatibility with Zr-based alloy substrate as well as mechanical integrity under both pull-off and scratch tests. The coating system also presents moderate thermochemical compatibility at 800℃ but degrades above 1000℃ under simulated loss-of-coolant accident(LOCA) conditions.     

Observation of crack microstructure in oxides and its correlation to oxidation and hydrogen-uptake by 3D FIB Tomography – case of Zr-ZrO2 in reactor

Abstract

Zirconium based alloys are used as fuel claddings in Light Water Reactors due to their good resistance to degradation and low neutron absorption cross section. However, life limiting processes occur during the service of the cladding such as oxidation and hydrogen-uptake. During the oxidation of the material, hydrogen enters the metal and it precipitates as brittle hydrides. In this study the 3D microstructure of a high burn-up and a low-burnup LK3/L Zircaloy-2 cladding is characterized and compared using FIB Tomography. 3D reconstruction of the oxides of the claddings shows that the crack volume fraction increases with the number of cycles in the reactor, reducing its protectiveness against further corrosion and H-uptake. The visualization of the metal-oxide interface revealed that the oxidation of the hydrides in the metal could induce crack formation in the oxide and therefore it could be one of the causes of the increasing oxidation and H-uptake in this material.     

容错事故燃料包壳用FeCrAl合金的研究进展EI北大核心CSCD

福岛事故后,人们迫切需要开发相应的燃料包壳材料以忍受严重事故发生时的极端工况,从而提高核电站的事故承受能力。尽管FeCrAl合金的宏观中子吸收截面要远远高于锆合金,但其在严重事故下良好的耐腐蚀性、优越的高温力学性能及抗辐照损伤能力,使其被列为事故容错燃料包壳的候选材料之一。然而,现有FeCrAl合金难以满足核电站用材料的要求,因此需对其进行优化,以获得更佳的性能。本文系统总结了近年来关于优化后FeCrAl合金的腐蚀行为、力学性能、辐照后的微观结构及力学性能变化、焊接性及加工性等方面的研究进展,分析了FeCrAl合金的高温腐蚀机理以及引起FeCrAl合金微观结构及力学性能变化的主要原因,提出了FeCrAl合金在高温腐蚀、焊接性以及加工性等过程中存在的主要问题以及未来的研究方向。     

Microstructure and mechanical properties of molybdenum–iron–boron–chromium cladding using argon arc welding

The molybdenum–iron–boron–chromium claddings with different Mo/B atomic ratios were produced on Q235 steel using argon arc welding. The microstructure and crystalline phases were studied by optical microscopy, scanning electron microscopy and XRD. In addition, the formation mechanism of hard phase was investigated by thermodynamic calculations and phase diagrams. The results showed that the claddings were composed of the Mo₂FeB₂, M₃B₂ (M: Mo, Fe and Cr) hard phases and σ-FeMoCr solid solution. In addition, calculated results revealed that the M₃B₂, MB and σ-FeMoCr were successively precipitated from the melting pool. Moreover, the maximum microhardness value of the cladding was about 1600 HV_0.5. Wearing test indicated that claddings of lower Mo/B ratios have better wear resistance.     

乏燃料容器设计中组件包壳的氢脆特性影响分析

目的针对高燃耗乏燃料在干法运输条件下存在的包壳脆性变化,探讨其对我国现阶段乏燃料运输及容器安全研究中以“组件结构保持完整”作为设计基准所带来的影响和考虑。方法结合锆包壳氢化物韧脆转变的机理,针对乏燃料离堆和运输过程对包壳性能变化进行分析,并根据美国“ISG-11”等技术导则中提出的判别准则,探讨事故载荷下高燃耗乏燃料包壳结构性能的变化。结果通常认为2G乏燃料不需要考虑其材料氢脆影响问题,而高燃耗的3G乏燃料则必须综合评价离堆及后续干法运输过程中各种因素变化对其性能的影响,以判断包壳的峰值温度、韧脆转变温度和温度变化幅度等是否会对事故工况下“其结构始终保持完整”的设计基准造成影响。结论随着我国进入3G高燃耗乏燃料密集运输的时代,在乏燃料运输容器设计及运输安全分析时更应充分考虑包壳材料氢脆特性影响下的乏燃料结构在事故载荷下的保持能力。     

LOCA工况下锆合金包壳的行为概述

LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。