[其他]抗柱芯-包層互相作用(PCI)裂紋傳播的核燃料鋯合金包層管

無效

• 申請號: 85106806
• 申請日: 1985-09-10
• 公開（公告）號: CN85106806A
• 公開（公告）日: 1986-09-03
• 發明（設計）人: 喬治·保羅·薩伯;薩馬爾·吉伯特·麥克多納德
• 申請（專利權）人: 西屋電氣公司
• 主分類號: G21C3/06
• 分類號: G21C3/06;C22C16/00
• 代理公司: 中國國際貿易促進委員會專利代理部
• 代理人: 曹廣生,辛哲生

本發明系關于壓水堆和沸水堆用的核燃料鋯基合金包層管。專門討論了核燃料包層的性能，要求能將水堆核燃料元件中的柱芯-包層互作用（PCI）的有害效應減至極小。

全部由鋯基合金制成的包層管已成為水堆工業中的常規生產。常用的合金實例有鋯合金-2（Zircaloy-2）和鋯合金-4（Eircaloy-4），這類合金的選擇決定于它們的核性質、機械性能和高溫水蝕抗力。

關于鋯合金-2（Eircaloy-2）和鋯合金-4（Eircaloy-4）的發展歷史以及鋯合金-1（Eircaloy-1）和鋯合金-3（Zircoloy-3）的廢業，斯坦尼-卡斯（Stanley????Kass）已在美國材料試驗學會（ASTM）專門技術出版物368期（1964）3-27頁的“鋯合金”（Zircaloys）發展史”一文中作了總結，因之此文與參考資料編在一起。還有美國專利分類號2，772，964;3，097，094和3，148，055關對鋯合金（Zircaloy）的發展也是值得一讀的。

據了解，在蘇聯普遍應用于水堆的鋯合合金為OZhennite-0.5這種合金的標稱成分中有：按重量比0.2%的錫（Sn），0.1%的鐵（Fe），0.1%鎳（Ni）和0.1%鈮（Nb）。

鋯合金-2（Zircaloy-2）和鋯合金-4（Zircaloy-4）的大部分化學規格基本上符合美國材料試驗標準（ASTM）B350-80（分別屬于UNSNO.R60802和R60804合金的）中所載明的要求。除這些要求之外，這些合金的氧含量要求為900到1600百萬分率（ppm），但是對于核燃料包層的應用，則專門要求約為1200±200百萬分率（ppm）。

制造鋯合金（Zircaloy）包層管的常規過程包括：將鑄錠熱加工為中間尺寸的坯條或圓材，經過β相固熔處理，加工成中空的坯材，高溫α相擠壓成型為中空的圓柱件，而后經過一系列的無縫管冷軋縮徑工序，將其軋薄為最終尺寸的包層管。在每一道軋薄工序之前，均須經過α相再結晶退火處理。冷加工大體上達到最終尺寸以后包層管經過最后的退火。根據設計師對燃料包層機械性能和規范要求，來選定最后退火的等級。

在使用上述包層的燃料棒過程中出現的問題之一，就是在包層管的內壁觀察到有裂紋發生，此乃由于包層與斷裂的熱膨脹的氧化物燃料棒相接觸因而承受額外的應力。這些裂紋有時穿過包層整個壁原，以至破壞了燃料棒的整體性，因而導致冷卻液進入燃料棒。放射性裂變產物污染了流經反應堆芯部的主冷卻液。這種裂紋現象一般認為系由于輻照硬化、機械應力和裂變產物之間的交互作用，造成了有利于鋯合金中裂紋萌生和傳播的環境。

為了阻止水堆運行過程中，燃料柱芯和包層之間的接觸面上萌生裂紋的傳播，建議在鋯合金（Zircaloy）包層管的內表面粘結一層純鋯。這種建議的實例見美國專利目錄號4，045，288;4，372，817;4，200，492和4，390，497以及英國專利目錄號2，104，711A。

上述專利中的鋯內襯只須根據它們對PCI裂紋的抗力而進行選擇，并不要求它們抗水液腐蝕。如果包層一旦在反應堆中破裂，讓冷卻水流進包層內面時，則純鋯襯里的抗水蝕能力一定比構成包層主體的高鋯合金差甚多。在這種情況下可以預料，鋯內襯會相當快地完全氧化變得無用，同時還破壞了包層鋯合金部分的結構整體均勻性。包層的這種性能劣化能導致重大事故，鈾和其他放射性物質大量泄入冷卻劑之中。

工藝師設法來著手解決這種水蝕抗力問題：將上述專利中的鋯內襯夾入兩層具有高水蝕抗力的常規鋯合金之間或者以鋯的低合金代替上述專利中提出的內鋯襯。這類設計的實例在英國專利目錄號2，119，559已描述過。盡管有過這些努力，仍然需要對水堆燃料包層的內外直徑表面都要求具有常規鋯合金的優良水蝕抗力，同時比之常規鋯合金2（Zircaloy-2）和鋯合金4（Zircaloy-4）燃料包層還要有進一步改進的PCI裂紋傳播抗力。