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.     

高强韧锆合金的发展与应用

锆及其合金具有较好的尺寸稳定性、抗辐照和耐腐蚀等性能,因此在航空航天、航海、核反应堆和生物医用等领域具有重要的应用前景.而纯锆及应用较为广泛的锆合金的抗拉强度较低,提升锆及其合金的力学性能成为其能成功应用于结构件的关键环节.本文简要概述了锆及其合金在核工业、化工、医疗及航空航海等领域的发展现状.此外,本文还着重介绍了新型高强韧锆合金的设计与制备,获取了可在空间探测、深海探测以及高速铁路等特殊领域中使用的锆系合金的最佳成分,并详细阐述了新型高强韧锆合金的强化机理及其在核电、化工及航空领域中的应用.     

锆合金包壳管加工技术进展

锆合金以其优异的核性能被用作水冷反应堆的燃料包覆材料和其他堆芯结构材料,典型的商业化Zr-2合金用于沸水堆(BWR),Zr-4合金用于压力堆(PWR),已取得长期的运行经验,被ASTM列为核工业应用的成熟合金,40多年来没有被其他合金所代替.     

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。     

业内资讯

<正> ASTM第16届核电业锆丰才料应用国际研讨会将于2010年5月9日-13日在中国四川省成都市举行 ASTM第16届核电业锆材料应用国际研讨会将于2010年5月9日-13日在中国四川省成都市的成都世纪城天堂洲际大饭店举行,本次研讨会是由ASTM国际标准组织BIO活性和高熔点金属及合金委员会主办。此次研讨会旨在为核电领域锆基材料的加工、检测、研发及特性等提供一个信息交流的平台,并且将涉及到材料在一般情况下、瞬时及事故情况下的表现和材料在中长期储存条件下的表现。特别有价值的是,本次研讨会还涉及到新合金的应用。     

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。     

日本核研究开发机构生产超高温反应器用ZrC包覆材料

日本核研究开发机构成功生产出用于高效发电及热化学制氢等的超高温反应器（VHTR）中包覆燃料颗粒用的ZrC包覆材料。之前一直使用的是SiC包覆材料。若使用熔点高达3420℃的ZrC，则比使用SiC的输出功率高，并可减小堆芯，还可使制造成本下降20％-30％。     

新一代锆锡合金

许多核反应堆制造商目前正考虑用锆和铌的二员与三元合金代替锆锡合金,用于轻水反应堆和重水反应堆。最近一些核反应堆卖主宣布已采用新一代合金-Zirlo合金,这是用铌改进的锆锡合金。这些材料可耐反应堆中的腐蚀和氧化,特别是在长时间的暴露情况,因而这些材料利于延长燃耗和使用长时间。     

锆合金包壳在典型高温空气中热氧化膜特性的初步研究

在锆合金包壳表面形成的氧化锆陶瓷层的厚度及致密性是影响其抗磨损性能的主要因素。为此，研究了Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb 3种不同成分锆合金在560,600℃典型高温空气中热氧化时氧化锆陶瓷层厚度及致密性随时间的变化规律，探讨了试验表征时间内不同成分锆合金包壳在空气中热氧化时可形成的致密氧化锆陶瓷层的最大厚度。结果表明，试验时间内典型温度下Zr-Nb锆合金包壳的氧化锆陶瓷层厚度增长速率最大，Zr-Sn-Nb锆合金包壳的次之，Zr-Sn锆合金包壳的最小；同种成分锆合金包壳在600℃中的氧化锆陶瓷层厚度增长速率大约是560℃的2倍；在600℃中Zr-Sn和Zr-Sn-Nb锆合金包壳的氧化锆陶瓷层厚度分别在4～5μm、9～10μm时已出现较明显的裂纹，而Zr-Nb锆合金包壳的氧化锆陶瓷层厚度在达到12μm时致密性仍较好，无明显裂纹。     

组织纳米化对锆合金耐腐蚀性能的影响

随着对锆合金核材料使用性能要求的提高,对其耐腐蚀性能也提出了更高的要求.总结了常用包壳锆合金材料的耐腐蚀性能及其耐腐蚀性能的影响规律与作用机制,纳米材料的结构特征、腐蚀性能,以及影响其腐蚀性能的可能因素和影响机制,对锆合金纳米化后的耐腐蚀性影响因素进行了探讨.     

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...