上海大学新生研讨课核能、核电及核电关键材料论文—包壳材料的演变及锆包壳堆内行为.pdf

上海大学15～16学年 春季学期本科新生研讨课 课程考试 小论文 课程名称： 核能、核电及核电关键材料 课程编号： 1000Y044 论文题目: 包壳材料的演变及锆包壳堆内行为 研究生姓名: 乔中伟 学 号: 学 院： 社区学院 论文评语： 成 绩: 任课教师: 评阅日期: 包壳材料的演变及锆包壳堆内行为 乔中伟 （上海大学社区学院，上海200444） 1 引言： 作为热中子反应堆的堆芯材料，应有最低可能的热中子吸收界面， 这对于最接近堆芯的包壳材料尤为重要。从二战早期科学家研制出的 铝及其合金，再到战后英国开发以镁为基的Magnox合金作为其气冷 动力堆燃料元件，而美国为潜艇和发电动力的应用研制了锆合金，这 为日后水冷堆燃料的发展打下了良好基础。 关键词 ：包壳材料的发展 镁铝及其合金 锆合金 堆内性能和表现 2 作为反应堆包壳材料所具备的条件 2.1低中子俘获截面 核反应堆内要维持裂变反应的进行需要保证中子的平衡。从经 济性角度考虑，应该尽量降低中子的俘获量和漏出堆外的数量，所以 这要求对部件选用低中子俘获截面的材料。 表2-1 部分金属中子吸收截面 低热中子截面 (1a  ~ 分类 中等热中子吸收截面( =1 10靶)a 靶) 元素 Be Mg Zr Al Nb Fe Mo Cr Cu Ni V Ti 吸 收 截 面 0.009 0.069 0.18 0.22 1.15 2.4 2.4 2.9 3.6 4.5 5.1 5.6 (靶) 2.2辐照稳定性 辐照稳定性是衡量堆内部件在强劲的辐射作用下保持结构完整 性程度的专业术语，通常决定部件结构完整性的外部因素是应力，但 对于核反应堆部件，除了应力外还有中子的辐照。在高能量中子的作 用下，材料晶格内产生大量离位原子，形成空位和填隙原子及贫原子 区，它们在热运动的影响下不断演化，最终成为稳定的缺陷团、位错 圈、新相沉淀颗粒、非晶区及相变区等，破坏了原石晶格的完整性。 这种微观物理过程引发出种种影响堆内部件结构完整性的宏观辐照 效应。此外，决定结构完整性的内在因素——材料的力学性质和缺陷 分布也因中子幅照而导致显著地降低或改变，这样大大减弱部件对完 整性的抗力。所以为保持核反应部件的结构完整性，辐照稳定性已成 为选用核反应堆材料的重要要求。 2.3 耐蚀性 材料与环境介质接触并发生化学或电化学反应而引起材料逐 渐变质或破损的现象称为腐蚀；由介质流动产生的交替变化激振力所 诱发的部件间的碰撞与部件本身的腐蚀相结合而造成的综合效应称 为磨蚀。二者在核反应堆内随处可见，不仅是高温、高压和高速流动 的冷却剂本身均可引起部件的腐蚀和磨蚀，而且其内的腐蚀性杂质均 可引起腐蚀和磨蚀。腐蚀和磨蚀是降低部件寿命，增加维修费用和威 胁核电厂安全的重要原因。因此耐腐蚀性是选用材料的重要要求。 2. 相容性 两种不同材料间的相容性也称为相互作用，它反映了两种表面相 接触的不同材料间，因发生力学或化学的相互作用而致使材料降级和 破坏的一种现象，这种现象曾在运行中的燃料元件中屡屡出现，得到 了核工程界的高度重视，这就提出了对核反应堆材料应具有相容性的 要求。 3 包壳材料 3.1 铝及其合金 3.1.1铝的优点 作为燃料棒包壳材料，首先铝及其合金具有塑性好、脆性小、 耐腐蚀性强和强度适中的特点；其次铝有成熟的工业基础，易于加工 生产。 3.1.2 铝合金包壳材料的发展