[其他]水堆燃料色层管

说明书

本发明涉及用于压水堆和沸水堆的锆基合金燃料包层管。特别涉及到使此类包层管具有这样一些性质：把燃料柱芯一包层相互作用（PCI）在水堆燃料元件中的不利影响减到最小限度。

完全由高锆合金制的包层管已实际应用于水堆工业。采用过的普通合金例子是锆-2合金与锆-4合金。选用这些合金的依据是它们的核性质、机械性质以及耐高温水蚀性。

锆-2与锆-4合金的发展史同锆-1与锆-3合金的放弃史，概述于斯坦尼·卡斯（San Ley Kass）著作：“锆合金的发展”一文中，发表于ASTM（美国材料试验学会）《特种技术出版物》，1964，368期，3-27页。本专利已引用了核论文作为参考。与锆合金发展密切相关的有美国专利说明书：2772964、3097094以及3148055号。

对于锆-2与锆-4合金的绝大部分商品性化学特性要求，实质上是依照例如ASTM（美国材料试验标准）B350-80（分别是关于合金UNSR60802与R60804）。除了其中的这些要求之外，当把这些合金用作燃料包层时，还要求氧含量为900～1600ppm，但典型情况约为1200±200ppm。

业已成为制造锆合金包层管的一条共同经验是采用如下的生产方法将一铸锭热加工成中等尺寸的坯料或块料;以β溶液处理此坯料;机加工成中空坯料;用高温α挤压此空心坯料成空心圆柱挤压件;然后通过许多冷式皮尔格周期式轧管工艺中的减径孔型，使此挤压件减径成基本上属最终尺寸的包层，并在每次通过孔型前要有一次α重结晶退火。再将此冷加工完的基本具备最终尺寸的包层进行一次最终退火。最终退火可以是一种消除应力退火、局部重结晶退火或全部重结晶退火。所给的最终退火形式，系根据设计者对燃料包层机械性质的技术要求而选定的。

前述包层应用于燃料棒时，已有这样的问题，当包层与破裂的热膨胀中的氧化物燃料芯块接触而处于附加的应力之作用F时，可观察到有许多发源自包层内表面的裂纹。这些裂纹常常会穿过包层的壁原而蔓延，破坏燃料棒的完整性，由此让冷却剂渗入到棒与放射性裂变产物中，使通过反应堆堆芯循环的一次冷却剂受到污染。这种裂纹现象一般认为是由于辐照硬化、机械应力与裂变产生物的相互作用所造成，形成了一种促使裂纹在锆合金中引发与蔓延的环境。

曾建议用那种内表面上粘接有锆层的锆合金燃料包层管，因为它们能在水反应运行期间，抑制发自燃料芯块与包层间界面处的裂纹蔓延。这类建议的例子见美国专利说明书：4045288;4372817;4200492与4390497，以及英国专利说明书：21047114。

前面援引的专利中之所以选择了锆衬里，是因为它们具有抗PCI裂纹蔓延的特性，但并未考虑到水的腐蚀。要是包层在反应堆中有缺口，让冷却剂渗入到包层内，此种衬里的耐水腐蚀性，远不如构成包层主体的的高锆合金。那么，上述衬里有可能完全氧化，并迅速地丧失其功能，于此同时，在包层的锆合金部分内增加了氢化物的形成，从而损害了锆合金的完整性。包层的这种降解现象将会由于相当显著的将铀和放射性核类释放到冷却剂中，而导致全面性的破坏。

技术部门曾极力寻求解决耐水腐蚀性的问题，即把前述专利中提及的锆层埋入两层抗水腐蚀性能力高的锆合金中，或用一种低浓的锆合金层来取代暴露在内部的锆层。有关这方面结构的例子已在英国专利说明书2119559中有过描述。尽管作过以上努力，但对于水堆的燃料包层，仍有着要求即：在它的内外侧的径向表面上都应具有抗水腐蚀性及及其优越的通常的锆合金层;同时，在抗PCI裂纹蔓延的性质方面，则要比常规的锆-2与锆-4合金燃料包层有所改进。

为此，本发明具有下述特征：水堆燃料包层管：该管件包括由第一种种锆合金构成的外圆柱形层，此种合金具有很高的强度和优越的耐水腐蚀性，选自锆-2合金与锆-4合金;以及用冶金方法组合到上述外圆柱柱形层上的第二种锆合金的内圆柱形层，后一种锆合金的基本组成为（A）：0.19～0.6%（重量）的锡与0.19～0.5%（重量）的铁，或（B）：0.4～0.6%（重量）的锡与0.1～0.3%（重量）的铁以及0.1～0.3%（重量）的镍;还分别含有100～700ppm的氧，其余为锆。

本发明的筒状燃料包层与完全由锆-4合金或锆-2合金的常规包层管相比，在抗PCI裂纹蔓延性方面有了显著的改进。这样的第二种锆合金是选自具有表Ⅰ中所示组成的合金。

表Ⅰ

X    Y

Sn    0.19～0.6%（重量）    0.4～0.6%（重量）