第 33 卷第 9-10 期 2014 年 10 月中国材料进展 MATERIALSCHINA Vol 33 No 9-10 Oct 2014 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展周军, 李中奎 ( 西部新锆核材料科技有限公司, 陕西西安 ) 摘要 : 轻水反应堆 (LWR)

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梅匡
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第 33 卷第 9-10 期 2014 年 10 月中国材料进展 MATERIALSCHINA Vol 33 No 9-10 Oct 2014 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展周军, 李中奎 ( 西部新锆核材料科技有限公司, 陕西西安 710016) 摘要 : 轻水反应堆 (LWR) 是国际上多数核电站采用的堆型锆具有良好的加工性能, 优良的机械性能, 较高的熔点

1 第 33 卷第 9-10 期 2014 年 10 月中国材料进展 MATERIALSCHINA Vol 33 No 9-10 Oct 2014 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展周军, 李中奎 ( 西部新锆核材料科技有限公司, 陕西西安 ) 摘要 : 轻水反应堆 (LWR) 是国际上多数核电站采用的堆型锆具有良好的加工性能, 优良的机械性能, 较高的熔点优异的耐蚀性能及核性能, 被用作燃料包壳和堆芯结构材料, 是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料随着核电技术的发展, 对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求, 综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型 SiC 包壳材料的研发现状总体来说, 锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材, 开展新合金的研发, 不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标 ; 适时加大投入力度, 强化条件建设, 就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐, 可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化 ;SiC 材料具有更高的熔点更好的耐腐蚀性能, 是一种极具应用潜力的材料, 有可能成为第 4 代核反应堆的包壳材料, 但还需投入大量研究关键词 : 核反应堆 ; 锆合金 ;SiC; 包壳中图分类号 :TG 文献标识码 :A 文章编号 : (2014) ResearchProgresonCladdingMaterials UsedforLightWaterReactor ZHOUJun,LIZhongkui (WesternEnergyMaterialTechnologiesCo,Ltd,Xi an710016,china) Abstract:Lightwaterreactor(LWR)isamajortypeofnuclearpowerreactorintheworld.Becauseoflowneutronab sorption,goodcorosionresistance,andgoodmechanicalproperties,zirconiumaloysarethekeystructuralmaterialsand functionalmaterialsforlwrpowerusedasthecladdingmaterialsoffuelelementsandotherstructuralmaterials.withthe developmentofnuclearpowertechnology,thehigherperformancesofthecladdingmaterialareneeded,thispaperreviews theresearchandapplicationprogresofnuclearzirconium aloycladdingandtheresearchanddevelopmentofnewsic claddingmaterials.ingeneral,zirconium aloysarestilthemainstructuralmaterialsinnuclearreactorinthecoming decades,continuousr&dandimprovedperformanceofnewzirconiumaloysareacommongoalofresearchersaroundthe world;itisnecesarytoincreaseinvestmentsandstrengthenthesupportwithhumanresourcesandfinancialinputinorder toacceleratethepaceofindustrializationofzirconium aloyswithchineseindependentintelectualpropertyrights;with highermeltingpointandbetercorosionresistancerequirement,sicisapotentialmaterialforcladdingoffourthgenera tionnuclearreactor,butalsoneedstoinvestalotofresearch. Keywords:nuclearreactor;zirconiumaloy;SiC;cladding 前言锆及锆合金具有独特的核性能, 良好的加工性能, 收稿日期 : 基金项目 : 上海市科学技术委员会科研计划项目 (11nm ), 长江学者和创新团队发展计划 (IRT1221,T ) 第一作者 : 周军, 男,1975 年生, 博士, 教授级高工通讯作者 : 李中奎, 男,1967 年生, 博士, 教授级高工, lizhangyi@c nin com DOI: /j isn 在 300~400 的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能, 被主要用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料 ( 燃料包壳压力管支架和孔道管 ), 广泛用于民用反应堆和军用动力堆, 是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料, 因此被誉为原子时代第 1 金属 [1] 近年来, 各国在提高反应堆的安全性可靠性以及在降低核电成本的同时, 积极提高反应堆的运行功率, 这必然会对用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求因此, 国内外科研人员都在持续研发性能更加优异的锆合金 SiC 包壳材料

2 第 9-10 期周军等 : 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展 555 以及开展包壳材料涂层保护技术的研究, 目的均在提升核反应堆的安全性可靠性和经济性合金包壳材料研究进展合金的成分研究现状军事上的需求是推动锆 ( 铪 ) 工业起步的主要动力金属 Zr 就是美国发展核潜艇的产物, 后来, 随着人类对高效清洁能源的需求, 锆被大量地应用到核电反应堆锆主要以合金的形式被用于制作轻水核反应堆的燃料组件的包壳管压力管格架端塞仪表盒等, 其中包壳管的用量最大, 占整个锆材用量的 80% 左右燃料组件是核反应堆的核心, 其安全性和可靠性取决于 Zr 合金包壳, 因此锆合金材料是核反应堆芯的关键结构材料, 被称为核反应堆的第 1 道安全屏障, 燃料组件是核电站运行的消耗品, 每一个换料周期 (12 个月或 18 个月 ),1/3 的燃料组件需要更换为了加深燃耗降低燃料循环提高反应堆功率延长换料周期, 核发达国家将锆合金包壳等结构材料放到战略性的高度加以重视, 开发出了可用于大型先进压水堆性能优异的锆合金材料及组件 [2], 垄断了世界核电用 Zr 合金材料市场目前国际上开发的锆合金主要有 Zr-Sn 系 Zr- Nb 系和 Zr-Sn-Nb 系 3 大类在 20 世纪 50 年代, 美国发展了 Zr-2 合金, 由于 Zr-2 合金耐高温水及蒸汽腐蚀的性能较好, 因此自 1967 年以来, 一直被用作沸水堆燃料元件包壳材料及其它堆芯结构材料 Zr-2 合金在高温下腐蚀时容易吸氢, 造成合金的脆化, 称为氢脆, 如美国萨凡纳河反应堆中的 Zr-2 合金包壳管就因氢脆的原因而造成了早期破损事故, 随后又有多起因氢脆而导致的反应堆燃料元件破损事故的报道 [3] 为克服此缺点, 研究人员去掉了 Zr-2 合金中的 Ni 并提高了 Fe 含量, 从而开发出了 Zr-4 合金在 360 高温高压水中,Zr-4 合金的吸氢量明显减少, 仅为 Zr-2 合金的 1/2 至 1/3 Zr-4 合金被广泛用作压水堆和加压重水堆的元件包壳和沸水堆的元件盒以及其它堆芯结构材料等在 Zr-4 合金基础上, 通过降低 Sn 含量进一步发展了低 SnZr-4 合金与常规 Zr -4 合金相比, 低 SnZr-4 合金具有更好的耐腐蚀性能前苏联开发成功的 Zr-1Nb 合金 (Zr-Nb 系合金 ) 主要用作压水堆元件的包壳材料 Zr-1Nb 合金的强度和塑性与 Zr-2 合金基本相同, 但吸氢要比 Zr-2 合金小 Zr-2 合金 Zr-4 合金 Zr-1Nb 合金称为第 1 代锆合金, 低 SnZr-4 合金称为第 2 代锆合金核电反应堆的发展方向是提高卸料燃耗, 延长换料周期, 以降低核电成本这就要求增加燃料的燃耗, 提高冷却剂的温度并调整冷却剂的 ph 值, 即燃料包壳的工况变得更为苛刻目前的常规 Zr-4 合金和改进 Zr-4 合金已不能满足燃耗达 55GWd/tU 反应堆的运行要求 [4] 为此各国都在研究性能更好的新型锆合金, 纷纷开展了综合 Zr-Sn 及 Zr-Nb 系合金优点的新型锆合金 (Zr-Sn-Nb 系合金 ) 的研制 20 世纪 90 年代, 法国成功开发出 M5 合金 [5], 当燃耗达到 60GWd/tU 时,M5 合金的氧化膜厚度只有 Zr-4 合金的 1/3, 吸氢量只有 Zr-4 合金的 1/5, 而且辐照生长和蠕变性能都优于 Zr-4 合金 M5 合金的堆内腐蚀对反应堆温度和中子通量的敏感性比 Zr-4 合金的要小的多美国开发了 Zirlo 合金作为燃料元件的包壳材料, 在 BR3 堆中经平均燃耗为 71GWd/tU 的考验后, 其均匀腐蚀比 Zr-4 合金小 50%, 辐照生长和蠕变性能也优于 Zr-4 合金 [6] 此外, 俄罗斯研制出 E635 合金 [7] 日本研制出 NDA 合金 [5] 韩国研制出 HANA [8] 合金德国研制出 PCA 合金这些合金都具有比 Zr-4 合金更好的堆内性能, 尤其是德国开发的 Zr-Nb-Sn-Fe-V 合金经反应堆辐照考验, 在燃耗高达 98GWd/tU 时, 腐蚀还未发生加速现象 Zirlo M5 HANA 等 Zr-Sn-Nb 系锆合金称为第 3 代锆合金, 它们已取代第 1 2 代锆合金在第 3 代压水堆核电站中进行了系统广泛的商业应用, 表 1 给出了国际上已经使用和试用成功的典型锆合金成分近 10 年来, 随着核电技术的进一步发展, 各国在新锆合金成分研制方面继续前行, 美国法国韩国等国家在已经商用的成功的锆合金基础上, 开展了成分优化或新合金成分的研究, 新研制的锆合金大多已经或正在进行堆内辐照考验, 并已部分取得堆内辐照考验数据国内为了打破国外厂商对锆合金成分的垄断, 以中核集团国家核电和广核集团等为代表的核电龙头企业也开始注重开发具有自主知识产权的锆合金, 目前堆外研究都已取得不错研制结果, 但缺乏堆内辐照数据, 总体上落后于国外各国的新锆合金成分研发见表 2~ 表 5 锆材工业化生产现状目前, 各个核发达国家均建成了从原子能级海绵锆到核级锆合金结构材料 ( 管板棒材 ) 完整的产业链,

3 556 中国材料进展第 33 卷表 1 已经使用和试用成功的典型锆合金成分 (w/%) Table1 Compositionsofthetypicalzirconium aloys(w/%) Aloy Sn Nb Fe Cr Ni O Country Zr-2 1 2~ ~ ~ ~ ~0 15 / Zr-4(con ) 1 2~ ~ ~0 13? ~0 15 / Zr-4(lowSn) 1 2~ ~ ~ ~0 16 / Zr-2 5Nb - 2 5± ~ ~ ~0 13 / Zr-1Nb - 1± ~ ~0 07 / E ~ ~ ~ ~0 07 Rusia ZIRLO 0 8~ ~ ~ ~0 12 USA M5-0 8~ ~0 15 France NDA Japan HANA6-1 1 (0 05Cu) Korea N ~0 14 China N ~0 14 China 表 2 美国新研发的锆合金 (w/%) Table2 Recentlydevelopednewzirconium aloysbyusa(w/%) Aloy Sn Nb Fe Cr Opti ZIRLO (LowSn) 0 6~ ~ ~ X5A Valoy V-B 表 3 法国新研发的锆合金 (w/%) Table3 Recentlydevelopednewzirconium aloysbyfrance(w/%) Aloy Sn Nb Fe Cr Others M S:(0 10~0 35) 10-2 O:0 13~0 17 Opti M50 1~ ~ J J J 表 4 韩国新研发的锆合金 (w/%) Table4 RecentlydevelopednewzirconiumaloysbyKorea(w/%) Aloy Sn Nb Fe Cr Others Hana Hana Cu:0 1 表 5 中国新研发的锆合金 (w/%) Table5 RecentlydevelopednewzirconiumaloysbyChina(w/%) Aloy Sn Nb Fe Cr Others C Cu:0 01, S:0 025 SZA Ge:0 05 SZA Cu:0 05 SZA Si:0 015 美国的华昌西屋, 法国的法玛通等公司代表了锆合金产业化的世界先进水平我国锆合金的研究和工业化生产始于 20 世纪 60 年代, 期间解决了锆铪分离技术, 制取出了原子能级海绵锆, 具备了原子能级海绵锆的工业化生产技术, 成为当时少数几个具备工业化生产海绵锆, 铪的国家之一, 并研制出了 Zr-2 Zr-4 合金结构材料以及 Hf 控制棒, 其中,Zr-2 合金 Hf 控制棒成功装备了我国的第 1 代核动力工程,Zr-4 合金用于秦山核电站, 这是国内首批应用于核反应堆的锆铪产品 Zr-2 合金及 Hf 材获得了国家科技进步特等奖 ( 子项 ), 秦山核电站用锆材获得了国家科技进步二等奖八五以后, 西北有色金属研究院在国家项目的支持下, 研制了低 SnZr-4 合金 ( 改进 Zr-4 合金 ), 以该材料制备的成套技术为依托, 组建了具有 20 世纪 90 年代世界先进装备水平的西北锆管有限责任公司, 主要生产动力堆用 Zr-4 合金包壳管, 实现了真正意义上与国际接轨的锆合金结构材料的批量化生产, 基本满足了我国重点工程对锆材的需求但因装备的不配套, 其生产线并不完整, 缺少专用熔炼炉及大型的管坯挤压设备, 因此 Zr-4 管的生产是从管坯开始的, 而管坯则依赖国外进口, 因其产量低, 对管坯的需求量也较少, 因此, 进口渠道暂时还未受到限制西北有色金属研究院与中国核动力研究设计院一起开展了高性能新型锆合金的研制, 并取得了突破性进展研制了两种新型锆合金 N36(NZ8) N18(NZ2) 合金, 并获得了相关的专利在十五期间, 西北有色院针对 N18 新型锆合金板材进行工艺优化和扩大规模试验, 开展应用性能研究基本上弄清了 N18 新锆合金的相转变温度, 为合金

4 第 9-10 期周军等 : 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展 557 板材的加工工艺提供了依据研究了合金的应力腐蚀开裂行为 ; 对中试 N18 新锆合金板材开展了加工后的显微组织渗氢氢化物取向织构等研究 ; 开展了工业规模 N18 新锆合金的工程应用研究结果表明 : 与 Zr-4 合金相比,N18 合金的抗疖状腐蚀性能显著提高, 均匀腐蚀应力腐蚀吸氢性能焊接性能力学性能也有所提高, 物理性能等其它性能与 Zr-4 合金相当目前,N18 新锆合金已有堆内初步辐照数据十一五期间, 针对 N18 合金重点研究了板材工程化所涉及的加工工艺问题, 掌握了工业规模铸锭的熔炼锻造等工艺, 获得了优化的板材热冷轧加工工艺, 具备了工业化生产的技术基础 2009~2011 年, 西北有色院依托国家 863 课题研发成功了一种 Zr-Nb 系锆合金 C7 合金, 其名义成分为 Zr 1Nb 0 01Cu S, 已获得发明专利 (ZL ) 目前已经成功制备了 280mm/ 500kg 级铸锭, 生产出了 9 5mm 0 57mm 包壳管材 10mm 端塞用棒材 δ0 8mm 和 δ0 3mm 的格架用条带材, 摸索了管材的加工工艺, 但未进行工艺优化及定型研究 2010~2013 年, 在中核集团的支持下, 中国核动力研究设计院联合西北有色院在前期研究的基础上, 开展了 N36 合金工程化规模的核电包壳用管棒材研制通过研究, 掌握了 N36 锆合金的 t 级铸锭的熔炼锻造挤压工艺, 打通了采用国产两辊轧机两道次轧制, 配合进口 KPW25 轧机生产 9 5mm 0 57mm 管材的生产工艺, 所生产的管材的外观尺寸超声涡流等测试均满足核电包壳用材的苛刻技术条件,2012~2013 年,N36 锆合金包壳管被制作成燃料组件, 在中核集团的某核电站进行实际工况下的辐照考验, 有可能成为中国自主知识产权的高性能燃料组件的标志性产品在锆材的工业化生产方面, 上海高泰稀贵金属股份有限公司成立于 1998 年 5 月, 专门从事锆管和不锈钢管的生产目前已经和法国法玛通公司合资成立中核阿海珐 ( 上海 ) 锆合金管材有限公司 (CAST)( 双方各占 50% 股份 ), 合资公司专门生产法玛通公司的 M5 合金管该公司不具备熔炼锻造管坯加工能力, 完全依赖法玛通公司从法国进口锆管坯进行生产国核锆业股份公司 ( 国核锆业 ) 成立于 2007 年 12 月, 是国家核电技术公司与宝钛集团有限公司的合资公司, 现在已经建成了完整的锆合金材加工生产线, 承接美国西屋公司 ZIRLO 合金的技术转让任务, 并将为我国引进的 AP1000 核电站, 提供换料用锆合金材西部新锆核材料科技有限公司 ( 西部新锆 ) 成立于 2013 年 4 月, 公司是以发改委工信部财政部三部委批准的自主化先进压水堆燃料组件用锆合金结构材料产业化项目为推动, 由西北有色金属研究院发起, 并由西安工业资产经营有限公司中信金属有限公司等股东共同出资设立的 2013 年 9 月, 中核集团的独资子公司中国核燃料有限公司入股西部新锆公司, 成为公司的第一大股东, 公司注册资本变更为 2 3 亿元公司主要从事自主化核能用锆材的研发与中试, 肩负着自主知识产权核级锆材核心技术的转化中试及小批量生产, 对确保国家未来新型核电事业发展的战略需求具有关键支撑作用合金研发及生产的国内外差距具有自主化的核级海绵锆生产技术尚未产业化目前仅有朝阳东锆开发的锆铪分离技术达到了 100t 级的规模并经过了验证但其装备水平和规模难以通过国家的核安全认证, 因此无法在工程中使用已建成投产的大型海绵锆生产企业国核维科锆铪有限公司, 利用的技术为美国西屋公司转让技术, 不具有自主知识产权, 产品的使用还受到美国公司的严格控制所以国内海绵锆 ( 铪 ) 的产能还不足以支撑国内自主发展核电核动力堆及出口电站用料的需求新一代锆合金尚未实现商业化生产和应用国内新一代锆合金堆外研究水平基本和国际同步, 但是国外新合金如 M5 Zirlo 等已实现了工业化生产, 并在核电站得到了应用, 国外新研发的锆合金也很快进行了堆内辐照考验而国内研发的新合金 (N18 N36 C7 等 ) 仍处于工程化研发阶段国内自主化堆芯用锆合金结构材料仅具备了小型核电站用 Zr-4 合金配套的生产能力,1991 年正式并网发电的秦山核电站使用了西北有色院等研发的 Zr-4 合金材料我国引进核电站全部使用的是国外锆合金材料, 包括法国 M5 合金美国西屋公司 Zirlo 合金和俄罗斯的 E110 锆合金, 造成目前我国大型核电站使用的锆材全部依赖进口的不安全局面尚无自主化核心技术的核级锆材生产企业国内目前已建成的核级锆材生产企业, 均无自主知识产权的锆合金专利产品生产核心技术, 其锆材生产技术及合金均依靠国外引进如中核阿海珐 ( 上海 ) 锆合金管材有限公司生产 M5 合金材, 其生产技术生产管理均依靠法方提供国核宝钛锆业股份公司引进的是美国 Zirlo 合金材生产技术, 目前自身并无自主知识产权的合金由于多种原因, 国内还未能依托自主知识产权的锆合金及

558 中国材料进展第 33 卷制备技术建立的专业核级锆材生产线这种局面制约了我国核电自主发展, 更无从谈及走出国门, 参与国际竞争不树立我国核电自主品牌, 就不可能使我国从核电大国走向核电强国虽然国内在核级锆材方面和国外存在着差距, 但目前国内企业已掌握了工程化条件下的核级海绵锆生产技术及一整套锆合金结构材料的加工技术因此适时加大投入力度, 强化条件建设,

5 558 中国材料进展第 33 卷制备技术建立的专业核级锆材生产线这种局面制约了我国核电自主发展, 更无从谈及走出国门, 参与国际竞争不树立我国核电自主品牌, 就不可能使我国从核电大国走向核电强国虽然国内在核级锆材方面和国外存在着差距, 但目前国内企业已掌握了工程化条件下的核级海绵锆生产技术及一整套锆合金结构材料的加工技术因此适时加大投入力度, 强化条件建设, 就能加快具有自主知识产权锆合金的产业化步伐, 最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化, 并参与国际市场竞争!"# 包壳材料研究进展锆合金作为核燃料包壳材料已经 40 多年了, 在未来几十年内锆合金仍将是压水堆堆芯用主要包壳材料, 但随着核电技术的进步, 换料周期的增长, 安全性要求的提升, 尤其是 2011 年 3 月日本福岛核电站事故中的氢气爆炸给核电站造成了最严重的损害, 并造成大量的放射性产物释放事故, 而爆炸的元凶氢气是灼热蒸汽与过热核燃料棒的锆合金包壳接触产生的因此, 研发具有一定程度包容事故能力的包壳材料, 成为国际上核燃料领域发展的新方向,SiC 是一种极具应用潜力的材料, 有可能成为第 4 代核反应堆的包壳材料 [9] SiC/SiC 复合材料与锆合金相比有以下优势 :1 由于其熔点高 ( 高纯 SiC 熔点 2730,Zr 熔点 1852 ), 工作温度极限很高 (2000 ), 所以在冷却剂丧失 (LO CA) 事故发生时也不会发生危险 2 由于 SiC 与水蒸气反应活性很低, 发生失水事故时, 温度升高也不会产生大量氢气发生危险, 并且避免反应放热 [10] 3SiC 水侧腐蚀速率很低, 可以大大延长换料周期 [11] 4 相比锆合金,SiC 具有更低的中子吸收截面, 可以节省约 25% 的燃料 [12] 5 高的机械强度降低磨损导致失效的几率 6 得益于 SiC 可以在 LOCA 工况下工作, 可以提高约 30% 的功率 [13] 7 核燃料燃烧更充分, 提高功率, 减少废料的放射性, 降低废料处理难度但与锆合金包壳相比,SiC 材料的劣势有 [14] :1 价格昂贵 2 工艺不成熟, 不能达到包壳管要求 ( 尺寸, 公差等 ) 3 作为包壳管材料, 工程应用数据缺乏 4 获得许可证尚需漫长时间 5 换用 SiC 做包壳, 很多相关规格标准, 甚至反应堆热工设计都需重新变动, 比如 UO 2 丰度换料周期等目前 SiC 复合材料包壳管一般有以下两种类型 : [] 纯!"# 型纯 SiC 型的结构分内外两层, 如图 1 所示内层为整体致密 SiC 层, 防止气态裂变产物外泄 ( 见图 1a), 图 1a 中还标注了内层结构的细节外层为 SiC/SiC 复合材料层 ( 纤维 + 渗入 SiC) SiC 纤维是提供机械强度, 在发生事故时保持固态裂变产物不外泄, 维持基本几何形状其渗入 SiC 是增加致密度, 并提供腐蚀保护, 防止磨损图 1 西屋公司纯 SiC 型包壳 :(a) 结构图示,(b) 实物照片 Fig 1 WestinghouseDuplexSiCcladdingtube:(a)Graphicrepresentationofstructureand(b)photoofmaterialobject []!"# 金属复合型这种包壳管将 SiC 材料与传统的金属材料复合制成包壳管, 包壳管的形式为 : 金属层 + 整体致密 SiC 层 + 纤维层结构, 图 2 和图 3 分别为碳化硅金属复合型燃料棒样品及结构示意图从图 3 看出, 这种燃料棒分为内层中间层和外层 3 层复合结构内层为金属衬里, 一般为传统的锆合金材料, 主要起保证气密性, 防止气态裂变气体外泄的作用, 与传统锆合金燃料棒类似, 包壳管两端也采用焊接密封端口 ; 中间层为整体致密 SiC 材料, 主要增加包壳的强度, 提升力学性能 ; 外层为 SiC 纤维, 与中间层的致密 SiC 间添加纯碳润滑层, 通过滑动传递应力, 可获得一定的延展性, 并且具有良好的耐腐蚀性能 SiC 包壳与水反应缓慢, 与传统锆合金包壳相比, 可把产生氢气的风险降低几千倍, 避免福岛核电站的类似事故, 在正常工况条件下也具有老化慢耐蚀性能

第 9-10 期周军等 : 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展 559 好, 使用寿期长的特点但作为一种新型核电用材料, 尚需投入大量基础研究及工程应用研究, 才能进一步走向实用图 2 SiC 陶瓷基复合材料试验棒照片 Fig 2 PhotoofprototypeSiCceramicmatrixcompositetestingrods 图 3 三层复合包壳管的设计示意图 Fig 3

但目前国内企业已掌握了工程化条件下的核级海绵锆生产技术及一整套锆合金结构材料的加工技术因此适时加大投入力度, 强化条件建设, 就能加快具有自主知识产权锆合金的产业化步伐, 可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化, 并参与国际市场竞争 (3)SiC 材料具有更高的熔点更好的耐腐蚀性能, 是一种极具应用潜力的材料, 有可能成为第 4 代核反应堆的包壳材料, 但还需投入大量研究参考文献

6 第 9-10 期周军等 : 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展 559 好, 使用寿期长的特点但作为一种新型核电用材料, 尚需投入大量基础研究及工程应用研究, 才能进一步走向实用图 2 SiC 陶瓷基复合材料试验棒照片 Fig 2 PhotoofprototypeSiCceramicmatrixcompositetestingrods 图 3 三层复合包壳管的设计示意图 Fig 3 Schematicdiagramofthethree-layercladdingtube underconsideration 结语关于我国轻水反应堆用包壳材料的研发工作谨提出以下几点看法 (1) 锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材, 开展新合金的研发, 不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标 (2) 国内在核级锆材研制方面和国外存在着差距, 但目前国内企业已掌握了工程化条件下的核级海绵锆生产技术及一整套锆合金结构材料的加工技术因此适时加大投入力度, 强化条件建设, 就能加快具有自主知识产权锆合金的产业化步伐, 可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化, 并参与国际市场竞争 (3)SiC 材料具有更高的熔点更好的耐腐蚀性能, 是一种极具应用潜力的材料, 有可能成为第 4 代核反应堆的包壳材料, 但还需投入大量研究参考文献 [1] ZhaoWenjin( 赵文金 ),ZhouBangxin( 周邦新 ),MiaoZhi ( 苗志 ). 我国高性能锆合金的发展 [J].AtomicEnergy Scienceand Technology( 原子能科学技术 ), 2005,39 (suppl ):2-9. [2] WeiXiaowei( 魏晓伟 ),ShenBaoluo( 沈保罗 ). 核反应堆中防护包壳的研究进展 [J].ChineseJournalofRareMetals( 稀有金属 ),2002,26(7): [3] YangWendou( 杨文斗 ).ReactorMaterialsScience( 反应堆材料学 )[M].Beijing:AtomicEnergyPres,2006: [4] ZhouBangxin( 周邦新 ). 改善锆合金耐腐蚀性能的概述 [J]. TransactionofMaterialsandHeatTreatment( 材料热处理学报 ),1997,18(3):8-15. [5] LiPeizhi( 李佩志 ). 核反应堆用新锆合金研究现状 [J].Rare MetalMaterialsandEnginering( 稀有金属材料与工程 ), 1999,29(03): [6] MarolonJP,GarnerG,BesluP,etal.UpdateontheDevelop mentofadvancedzirconiumaloysforrwrfuelrodcladdings [C]//ProcedingsofANSFuelPerformanceConferenceinPort land(usa).usa:ans,1997: [7] NikulinaAV,MarkelovVA,PeregudM M,etal.Zirconium AloyE635asaMaterialforFuelFodCladdingandOtherCom ponentsofvverandrbmkcores[c]//bradleyer,sabol GP.Zirconium inthenuclearindustry.philadelphia:america SocietyforTestingandMaterials,1996: [8] JeongYH,ParkSY,LeeM H,etal.Out of PileandIn Pile PerformanceofAdvancedZirconium Aloys(HANA) forhigh Burn UpFuel[J].JournalofNuclearScienceandTechnology, 2006,43(9): [9] HaynerGO,ShaberEL,MiziaRE.IdahoNationalEnginer ing and Environmental Laboratory [J]. Idaho: Idaho Fals,2004. [10] KatohY,SneadLL,NozawaT,etal.ThermophysicalandMe chanicalpropertiesofnear StoichiometricFiberCVISiC/SiC CompositesafterNeutronIradiationatElevatedTemperatures [J].JNuclMater,2010,403(1-3): [11] SneadLL,NozawaT,KatohY,etal.HandbookofSiCProper tiesforfuelperformancemodeling[j].jnuclmater,2007, 371(1-3): [12] HeinischHL,GreenwoodLR,WeberW J,etal.Displacement DamageCrosSectionsforNeutron Iradiated Silicon Carbide [J].JNuclMater,2002,895: [13]Hofmann P, Kerwin Peck D. UO2/Zircaloy 4 Chemical Interactionsfrom1000to1700 underisothermalandtransient TemperatureConditions[J].JNuclMater,1984:124, [14] StempienJD,CarpenterDM,KohseG,etal.Characteristicsof CompositeSiliconCarbideFuelCladdingafterIradiationunder SimulatedPWR Conditions[J].NuclearTechnology,2013, 183: [15] HalstadiusL,JohnsonS,LahodaE.CladdingforHighPerform ancefuel[j].progresinnuclearenergy,2012,57(1): [16] GrifithG.AdvancedNuclearFuelUsingSiliconCarbideClad dingtoprovidelargesafetymargins[j].lwrsnewsleter, 2011(4):1-8.

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<4D F736F F D20B5DBD4B4D0C2B2C4B2FAC6B7CBB5C3F7CAE9A3A8554CB1EAD7BCA3A9> P/N: 品名 DY-U-001:UL80 105 PVC 电线绝缘料 ( 通用型 ) 适用于标准额定耐温等级 80 105 的 PVC 电线绝缘材料 ( 绝缘厚度大于 0.76MM, 导体截面积小于 20AWG 规格的电子线请选择 DY-U-008 专用型 ) 产品符合欧盟 ROHS 2.0 REACH 等环保要求 Volume resistivoty 体积电阻率 Ω.m 1.0 10 11

第 33 卷第 9-10 期 2014 年 10 月 中国材料进展 MATERIALSCHINA Vol 33 No 9-10 Oct 2014 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展 周军, 李中奎 ( 西部新锆核材料科技有限公司, 陕西西安 ) 摘要 : 轻水反应堆 (LWR)

第 33 卷第 9-10 期 2014 年 10 月中国材料进展 MATERIALSCHINA Vol 33 No 9-10 Oct 2014 轻水反应堆 (LWR) 用包壳材料研究进展周军, 李中奎 ( 西部新锆核材料科技有限公司, 陕西西安 ) 摘要 : 轻水反应堆 (LWR)