龙斌教授ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,ChinaChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlantsMaterialsforNuclearPowerPlants中国核工业研究生院重水堆电站重水堆电站CANDUCANDU运行操纵人员运行操纵人员基础理论培训基础理论培训北京，北京，20182018重水堆电站重水堆电站CANDUCANDU运行操纵人员运行操纵人员基础理论培训基础理论培训北京，北京，20182018ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,ChinaChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlantsMaterialsforNuclearPowerPlants第五章包壳材料第五章包壳材料CladdingCladdingpart2part2锆-4合金的性能5.3锆合金具有小的中子吸收截面；具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不产生强的长寿命核素具有良好的抗腐蚀性能，不与二氧化铀燃料反应，与高温水相容性好具有好的强度、塑性及蠕变性能；熔点高；好的导热性能及低的线膨胀系数；工艺性能好，易于加工和焊接具有小的中子吸收截面；具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不产生强的长寿命核素具有良好的抗腐蚀性能，不与二氧化铀燃料反应，与高温水相容性好具有好的强度、塑性及蠕变性能；熔点高；好的导热性能及低的线膨胀系数；工艺性能好，易于加工和焊接存在织构有吸氢和氢脆问题，氢化物的析出方向与织构和应力有关，并会影响锆-4合金包壳管的堆内性能高温下与氧反应，应限制在400oC以下使用在高温下发生锆水反应，产生氢气存在织构有吸氢和氢脆问题，氢化物的析出方向与织构和应力有关，并会影响锆-4合金包壳管的堆内性能高温下与氧反应，应限制在400oC以下使用在高温下发生锆水反应，产生氢气优点缺点CANDU堆燃料棒束包壳：Zr-4合金5.3锆合金CANDU6型重水堆燃料棒束：•UO2芯块；•锆包壳；•石墨中间层；•端塞；•隔离块；•支承垫；•端板锆合金包壳管的制造工艺5.3锆合金锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验碘化法（实际是采用氯化进行分离）将海绵锆制成自耗电极，真空冶炼挤压成厚壁管采用Pilger轧机，冷轧成薄壁管去应力退火或再结晶退火BWR：化学抛光，预制氧化膜；PWR：机械抛光非破坏检验和破坏检验锆合金包壳管的制造工艺锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验碘化法5.3锆合金锆合金包壳管的制造工艺锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验海绵锆按比例加入合金元素后压制成块，然后焊接成棒，做成自耗电极，在真空电弧炉中熔炼成锭5.3锆合金锆合金包壳管的制造工艺锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验在500~700oC，相区，在液压机上将胚料通过模具挤压成厚壁管5.3锆合金锆合金包壳管的制造工艺锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验在皮尔格(Pilger)轧机上冷轧，逐渐将厚壁管拉拔成薄壁管。为了消除管材的冷加工硬化，采用中间退火。该工序是包壳管制备最重要的工序之一5.3锆合金锆合金包壳管的制造工艺锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验为了获得取向为切向（周向）的氢化物，以减少氢化物析出对力学性能的影响，管壁厚度的变形量必须大于直径的变形量，而且要求使晶粒的基极取向接近径向5.3锆合金锆合金包壳管的制造工艺锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火表面处理成品管检验与试验450~500oC消除应力退火或600oC以上再结晶退火包壳管的最后处理：BWR：化学抛光+高压釜预生致密氧化膜PWR：机械抛光+堆内形成氧化膜非破坏检验：肉眼观察、表面光洁度分析、管子长度与垂直度检查、测量内径与外径、测量壁厚、超声波无损探伤破坏性检验：化学分析、机械性能测试、内压试验、显微组织及氢化物取向分析锆合金包壳管的堆内行为表面腐蚀：分为均匀腐蚀和非均匀腐蚀均匀腐...
