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。     

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。     

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。     

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。     

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...     

FeCrAl合金板材TIG焊焊接接头的显微组织及性能

使用钨极气体保护(Tungsten inert gas welding, TIG)焊对FeCrAl合金板材进行双面及多层多道焊接，填充材料为等成分的FeCrAl合金丝材。焊后焊缝区为粗大的铁素体组织，热影响区为细小的等轴晶组织。本工作研究了焊接工艺参数对焊接接头的显微组织特征及力学性能的影响。经双面TIG焊焊接的FeCrAl合金板材，热处理后焊接接头的最大抗拉强度值为400 MPa,约为母材强度的52.2%。经多层多道TIG焊焊接的FeCrAl合金板材，热处理后焊接接头的最大抗拉强度值为482 MPa,约为母材强度的62.3%,可以满足FeCrAl合金板材焊接接头作为承重结构时的力学性能需求。     

烧结成型的UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO2陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO2燃料开展了大量研究,结果表明,UO2燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO2陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO2微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO2燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO2燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。     

化学法制备ODS钢的新工艺技术

氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)铁素体钢,由于其优异的高温力学性能和良好的抗辐照能力被认为是快堆与超临界水堆燃料包壳管候选材料之一。传统ODS钢的制备方法是采用机械合金化法向铁素体钢中添加高熔点弥散细小的氧化物Y2O3而具有优良的高温强度,但合金的塑性和冲击韧性较差,热加工中存在严重的组织和性能各向异性,给合金制备或薄壁管带来极大的困难。     

WWER反应堆压力容器热–力耦合行为

目的 研究纯Fe、Fe–Cr和Fe–Ni二元体系合金及Fe–Cr–Ni三元体系合金材料压力容器在辐照条件下的热–力耦合行为。方法 选用纯Fe、Fe–36Ni和16MND5二元体系合金以及SA508–3三元体系合金材料为研究对象,采用ABAQUS有限元软件建立压力容器模型,基于UMAT功能将Zr–4包壳材料热源的热膨胀系数模型导入有限元软件中,模拟不同合金材料的压力容器在中子辐照和高温、高压作用下的热–力耦合行为,分别分析压力容器温度场、位移场和应力场的分布情况及随辐照时间的变化情况。结果 包壳温度由内壁向外壁依次降低,包壳内壁温度为353 ℃,最大温差为20 ℃。Fe–36Ni合金受到的最大应力为3.45 MPa,而纯铁受到的最大应力只有1.2 MPa。在中子辐照作用下温度和应力主要集中在压力容器的中心部位,而在压力容器的上下两端容易产生位移集中。结论 合金体系的不同不影响辐照作用下压力容器的温度场、位移场和应力场的分布规律。温度、位移和应力值的大小随着合金体系的改变而改变,温度场和应力场对合金体系更为敏感,即辐照作用下燃料元件的宏观力学性能对合金元素具有敏感性。     

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。     

Fabrication of ultrafine grained FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloys with enhanced mechanical properties by spark plasma sintering

Low mechanical strength, especially at high temperatures, is the key problem that limit the application of FeCrAl alloys as the accident tolerance fuel (ATF) cladding materials. Dispersion strengthening by carbide nanoparticles is an effective way to improve mechanical properties at high temperatures. In this work, an ultrafine grained FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloys with excellent mechanical properties were fabricated successfully by mechanical milling and spark plasma sintering. The effect of milling speed on powder characteristics, microstructure and mechanical properties of FeCrAl alloys were investigated. The particle size of the powders increase significantly after milling at 400 rpm, while it has a lower oxygen content. Increasing the milling speed decreased the resultant grain size and improved relative density. Transmission electron microscope (TEM) demonstrated the nano ZrC particles uniformly distributed in the matrix at higher milling speed, which effectively promotes grain refinement and dispersion strengthening. The results of mechanical properties show that the tensile strength, percentage elongation and hardness of FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloys at room temperature (RT) reached up to 1.05 GPa, 349.86 HV and 12.1%, respectively, after milling at 400 rpm. It is worth noting that the FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloy also exhibited a good high-temperature strength more than 110 MPa at 800 ℃, which is about 55.4% and 24.7% higher than previously reported FeCrAl-0.5 wt.% ZrC and FeCrAl-1.0 wt.% ZrC alloys, but the plasticity is reduced. The results demonstrated that the excellent mechanical properties were not only attributed to the dispersion strengthen by nanosized ZrC, a good interface bonding between Fe matrix and nanosized ZrC, but also the ultra-fine grained structure induced by the milling process.     

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。     

生物医用镁合金腐蚀行为的研究进展EI北大核心CSCD

近年来,镁合金作为生物可降解材料受到了越来越多研究者的关注,由于其具有良好的生物相容性、力学性能及可降解吸收等特点,被誉为一种“革命性的生物材料”。然而,由于腐蚀速率过快和存在局部腐蚀的缺点,目前的生物镁合金仍达不到临床应用的要求。本文从高纯化、合金化、热处理工艺、表面改性等方面综述了最近几年生物镁合金在提高腐蚀性能方面的研究进展,并从添加无毒性合金元素,适当的表面涂覆,先进的制备技术及热处理工艺方面,对如何研制出腐蚀性能更好的生物可降解材料进行了展望。     

Mechanische Eigenschaften der Legierung Hastelloy alloy C 22®

Mechanical Properties of Hastelloy alloy C-22 Hastelloy alloy C-22 is an advanced alloy of the Hastelloy alloy C-series with outstanding corrosion resistance. The alloy is used in the construction of pressure vessels which are used in the temperature range of ?196°C to 400°C. For this application, mechanical properties and fabrication data were documented. The testing program included as mill annealed material as well as material in conditions typically experienced during vessel fabrication. The mechanical behavior of alloy C-22 was found to be comparable to the other C-type alloys. The alloy possesses high toughness at low temperatures even in a cold worked condition and it has good weldability.     

Optimization of N18 Zirconium Alloy for Fuel Cladding of Water Reactors

In order to optimize the microstructure and composition of N18 zirconium alloy(Zr-1Sn-0.35Nb-0.35Fe-0.1Cr,in mass fraction,%),which was developed in China in 1990s,the effect of microstructure and composition variation on the corrosion resistance of the N18 alloy has been investigated.The autoclave corrosion tests were carried out in super heated steam at 400 ℃/10.3 MPa,in deionized water or lithiated water with 0.01 mol/L LiOH at 360 ℃/18.6 MPa.The exposure time lasted for 300-550 days according to the test temperature.The results show that the microstructure with a fine and uniform distribution of second phase particles(SPPs),and the decrease of Sn content from 1%(in mass fraction,the same as follows) to 0.8% are of benefit to improving the corrosion resistance;It is detrimental to the corrosion resistance if no Cr addition.The addition of Nb content with upper limit(0.35%) is beneficial to improving the corrosion resistance.The addition of Cu less than 0.1% shows no remarkable influence upon the corrosion resistance for N18 alloy.Comparing the corrosion resistance of the optimized N18 with other commercial zirconium alloys,such as Zircaloy-4,ZIRLO,E635 and E110,the former shows superior corrosion resistance in all autoclave testing conditions mentioned above.Although the data of the corrosion resistance as fuel cladding for high burn-up has not been obtained yet,it is believed that the optimized N18 alloy is promising for the candidate of fuel cladding materials as high burn-up fuel assemblies.Based on the theory that the microstructural evolution of oxide layer during corrosion process will affect the corrosion resistance of zirconium alloys,the improvement of corrosion resistance of the N18 alloy by obtaining the microstructure with nano-size and uniform distribution of SPPs,and by decreasing the content of Sn and maintaining the content of Cr is discussed.