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。     

锆材在核电站的应用及前景

锆合金因其优良的核性能和适宜的机械性能,在核电反应堆中作为包壳材料和结构材料得到了广泛应用.介绍了锆合金包壳管材在核电站中所起的重要作用,具体用途、用量,以及我国锆合金材料的研制和生产现状.指出随着我国核电事业的发展,对锆合金材料的需求仅更换的包壳管到2010年将达到120t,我国应加速核电用锆合金材料的国产化进程,这样才能自主地发展我国的核电事业.     

与我国核电发展相关的堆芯关键材料——锆合金国产化问题

评述了我国"十五"期间在堆芯关键结构材料--锆合金的研发与产业化方面的最新进展.说明我国在改进Zr-4和新一代锆合金研究方面取得了明显的突破,材料研究已达国际先进水平;同时进一步完善了2条包壳管材生产线,为我国核电用包壳管的国产化生产提供了基础保障.结合我国核电发展的实际情况,提出了我国要加快建设海绵锆生产厂,建立格架用条带生产线,完善管、板材开坯设备等建议,并指出锆铪分离技术、条带制造方面的织构控制及在线检测技术是需解决的关键技术.文章强调,高燃耗组件用新一代锆合金的研发仍是科研的主要任务.     

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiCf/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。     

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。     

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。     

氢对核用锆合金力学性能的影响

锆合金因其低热中子吸收截面、优异的高温力学性能和耐腐蚀性能而被广泛应用于核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆芯结构材料。但反应堆运行期间锆合金吸氢将影响其力学性能,甚至导致其失效。本文从吸氢机制和吸氢后锆合金力学性能改变两个方面出发,概述了吸氢锆合金力学性能的变化规律。锆合金吸氢更多表现为力学性能的下降,包括拉伸性能、内压爆破性能、蠕变速率和疲劳寿命等;而固溶氢在某些方面上对锆合金表现出与氢化物不同的影响规律,被认为可以通过激活位错运动机制来提高合金的蠕变速率,延长疲劳寿命等,因此可通过控制锆合金中的氢含量而获得力学性能达到工业要求的合金。后续除完善现有实验数据外,有必要分别深入研究氢化物及固溶氢对锆合金力学性能的影响机制。     

国家核级锆材研发生产基地落户宝鸡

据报道,8月8日国家核级锆材研发及检测中心暨国家核级锆材生产线项目在陕西宝鸡高新区开工建设。该项目建成后,将填补我国核级锆材自主化制造技术空白,全面提升我国核电工业的技术装备水平,形成具有自主知识产权的核用锆合金品牌,为国家调整能源结构战略和核电中长期发展规划提供强有力的支撑。     

核工业用高性能锆合金的研究

介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果.我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金.新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金.     

锆在核电工业中的应用现状

1概述 用镁还原四氯化锆(ZrCl4)制得的海绵锆,由于不具备可塑性而不能直接用于制作核反应堆的构件.因此,要根据反应堆的特点,将海绵锆或海绵锆添加少量锡、铁、铌等合金元素后熔铸成锭,再加工成构件.堆芯是核反应堆的核心部分,是进行核裂变反应的区域,由燃料组件和相关组件构成.目前,用锆合金制作的燃料组件包括:作为第1道安全屏障的燃料棒包壳及其端塞;为燃料棒提供径向和轴向支撑的定位格架、导向管、测量装置的仪表管;为容纳燃料棒束和十字形控制棒组件提供移动通道的元件盒以及热工、水力设计的水棒、方型水盒等.     

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。     

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...     

Material development for India’s nuclear power programme

The area of materials research has registered a phenomenal growth in the recent years, assiduously accepting and assimilating ideas, concepts and analytical as well as experimental methodologies and techniques form almost all scientific disciplines, thereby demonstrating its remarkably multidisciplinary and interdisciplinary character. The focus of the materials programme of this centre is to provide materials, processes and processing solutions to the emerging needs of evolving indigenous nuclear energy systems by proactive research and development on a continuing basis. The initial stage of our activities was formulated around three stage Indian nuclear power programme. In stage I, material issues related to in-core materials with emphasis on development of fabrication routes of zirconium alloys for structural application were addressed. Subsequently the thrust areas were development and characterization of mixed oxide fuel, advanced zirconium alloys, structural steels, superalloys, neutron absorber materials based on boron carbides and borides, and shape memory alloys. The research was useful for in-service performance evaluation, safety assessment, residual life estimation and life extension of nuclear reactors built during stage I i.e., PHWRs and BWRs. It also included developments which would permit rapid expansion of nuclear power initially through fast breeder reactor based on mixed oxide fuel and later based on metallic fuels. For the 3rd stage, multi-layer coatings, graphite coolant tube, BeO, refractory metals and alloys, heat-treated zirconium alloys are being developed for CHTR, ADSS and AHWR. The materials being developed for fusion programme are low Z and high Z material for plasma facing application, Cu-alloys for heat sink, austenitic steels, RAFMS and ODS for structurals and NbTi, Nb₃Sn and Nb₃Al superconductors, lithium titanate, lithium silicate breeders, and Pb–Bi coolant. A brief overview of the materials research activities currently being pursued at Bhabha Atomic Research Centre is presented in this article.     

Crystal Structure of the ZrO Phase at Zirconium/Zirconium Oxide Interfaces

Zirconium‐based alloys are used in water‐cooled nuclear reactors for both nuclear fuel cladding and structural components. Under this harsh environment, the main factor limiting the service life of zirconium cladding, and hence fuel burn‐up efficiency, is water corrosion. This oxidation process has recently been linked to the presence of a sub‐oxide phase with well‐defined composition but unknown structure at the metal–oxide interface. In this paper, the combination of first‐principles materials modeling and high‐resolution electron microscopy is used to identify the structure of this sub‐oxide phase, bringing us a step closer to developing strategies to mitigate aqueous oxidation in Zr alloys and prolong the operational lifetime of commercial fuel cladding alloys.     

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。     

钛合金激光表面熔覆的研究与进展

钛合金具有优异的高比强,良好的抗腐蚀、蠕变、疲劳和韧性,但其表面抗磨性能差,不能作为机械零件使用,大大限制了其性能潜力的发挥.为提高钛合金的表面性能,激光熔覆技术在钛合金表面上进行了相关的研究,获得了陶瓷相增强的高硬度金属基体复合涂层,为钛合金在机械零件上的应用提供了理论基础.本文综述了近几年来钛合金激光熔覆技术的状况,存在的问题,提出进一步研究的方向.     

Die Entwicklung von Strukturmaterialien für die Kernfusion

The Development of Structural Materials for Fusion Reactors Structural materials for the First Wall and breeding blankets of future fusion reactors will be exposed to intense neutron irradiation and thermal wall loading. Fusion‐specific selection criteria for the proper choice of materials are primary damage parameters, a minimum of produced radioactivity (low activation materials) and also conventional properties like strength and corrosion resistance. Three major material groups are under discussion: ferritic‐martensitic 7–12%Cr steels, SiC‐fiber‐enforced compound materials of type SiC_f/SiC and specific vanadium‐based alloys. A short status of development and a survey on necessary further research work is given to fulfil the material requirements for the construction of the next fusion reactor devices. Finally the necessity for an appropriate 14 MeV neutron source as test bed for the material development is mentioned.