[其他]抗柱芯-包层互相作用(PCI)裂纹传播的核燃料锆合金包层管

说明书

圆简状水堆核燃料包层管的外圆柱层由常规锆基合金制成。粘合于外层的内层锆合金主要含量（按重量）有：０．１－０．３％的锡，０．０５－０．２％的铁，０．０５－０．４％的铌，０．０３－０．１％的铬或镍，单独的两者或两者之和，此时，Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｉ总含量要小于０．２５％。３００－１２００百万分率（ＰＰｍ）氧，余量基本为锆。内层的特点在于它具有优良的ＰＣＩ裂纹传播的抗力，优良的抗水蚀能力和完全再结晶的显微组织。

本发明系关于压水堆和沸水堆用的核燃料锆基合金包层管。专门讨论了核燃料包层的性能，要求能将水堆核燃料元件中的柱芯-包层互作用（PCI）的有害效应减至极小。

全部由锆基合金制成的包层管已成为水堆工业中的常规生产。常用的合金实例有锆合金-2（Zircaloy-2）和锆合金-4（Eircaloy-4），这类合金的选择决定于它们的核性质、机械性能和高温水蚀抗力。

关于锆合金-2（Eircaloy-2）和锆合金-4（Eircaloy-4）的发展历史以及锆合金-1（Eircaloy-1）和锆合金-3（Zircaloy-3）的废业，斯坦尼-卡斯（Stanley Kass）已在美国材料试验学会（ASTM）专门技术出版物368期（1964）3-27页“锆合金”（ZircaloyS）发展史“一文中作了总结，因之此文与参考资料编在一起。还有美国专利分类号2，772，964;3，097，094和3，148，055关对锆合金（Zircaloy）的发展也是值得一读的。

据了解，在苏联普遍应用于水堆的锆合合金为oZhennite-0.5这种合金的标称成分中有：按重量比0.2%的锡（Sn），0.1%的铁（Fe），0.1%镍（Ni）和0.1%铌（Nb）。

锆合金-2（Zircaloy-2）和锆合金-4（Zircaloy-4）的大部分化学规格基本上符合美国材料试验标准（ASTM）B350-80（分别属于UNSNO·R60802和R60804合金的）中所载明的要求。除这些要求之外，这些合金的氧含量要求为900到1600百分分率（ppm），但是对于核燃料包层的应用，则专门要求约为1200±200百分率（ppm）。

制造锆合金（Zircaloy）包层管的常规过程包括：将铸锭热加工为中间尺寸的坯条或圆材，经过β相固熔处理，加工成中空的坯材，高温α相挤压成型为中空的圆柱件，而后经过一系列的无缝管冷轧缩径工序。将其轧薄为最终尺寸的包层管。在每一道轧薄工序之前，均须经过α相再结晶退火处理。冷加工大体上达到最终尺寸以后包层管经过最后的退火。根据设计师对燃料包层机械性能的规范要求，来选定最后退火的等级。

在使用上述包层的燃料棒过程中出现的问题之一，就是在包层管的内壁观察到有裂纹发生，此乃由于包层与断裂的热膨胀的氧化物燃料棒相接触因而承受额外的应力。这些裂纹有时穿过包层整个壁原。以至破坏了燃料棒的整体性。因而导致冷却液进入燃料棒。放射性裂变产物污染了流经反应堆芯部的主冷却液。这种裂纹现象一般认为系由于辐照硬化、机械应力和裂变产物之间的交互作用，造成了有利于锆合金中裂纹萌生和传播的环境。

为了阻止水堆运行过程中，燃料柱芯和包层之间的接触面上萌生裂纹的传播、建议在锆合金（Zircaloy）包层管的内表面粘结一层纯锆。这种建议的实例见美国专利目录号4，045，288;4，372，817;4，200，492和4，390，497以及英国专利目录号2，104，7-11A。

上述专利中的锆内衬只须根据它们对PCI裂纹的抗力而进行选择，并不要求它们抗水液腐蚀。如果包层一旦在反应堆中破裂，让冷却水流进包层内面时，则纯锆衬里的抗水蚀能力一定比构成包层主体的高锆合金差甚多。在这种情况下可以预料，锆内衬会相当快地完全氧化变得无用，同时还破坏了包层锆合金部分的结构整体均匀性。包层的这种性能劣化能导致重大事故，铀和其他放射性物质大量泄入冷却剂之中。