熱中子動力堆燃料棒的包殼均由鋯合金製成。鋯合金包殼在運行中的主要問題表現為輻照生長、水側腐蝕、結垢和氫脆等。
基本介紹
- 中文名：鋯合金輻照性能
- 外文名：Radiation effect of Zr alloy
輻照生長
鋯屬六方晶系，呈各向異性。軋制的鋯合金包殼的晶粒有擇優取向，其基極近似垂直於管軸線。輻照產生的空位在基平面上聚集，而間隙原子優先在柱面聚集，因此沿柱面方向生長，基極方向收縮，導致包殼管軸向伸長，徑向縮短。這種現象稱為輻照生長。隨燃耗的加深，包殼管逐步積累伸長量。若燃料棒與管座間的間距裕量不足，就會將燃料棒頂彎，這要避免發生。
水側腐蝕
鋯合金包殼的外側與冷卻劑水接觸會產生氧化與腐蝕。一般來說該接觸反應生成氧化膜，緻密氧化膜對鋯基體有保護作用。發生加速腐蝕往往與溫度、水質條件如雜質含量、pH值、氧含量等有關。溫度越高，腐蝕速率越大；發生從緻密氧化膜(呈黑色)向疏鬆氧化膜轉折的時間也越早。氧含量高，均勻腐蝕速率與非均勻腐蝕速率加快，還會形成癤狀腐蝕，它是直徑為0.2~1mm，深度100~200μm的圓形斑點。冷卻劑中氧含量，定位格架擾動以及鋯合金冶金加工條件都對癤狀腐蝕有影響。癤狀腐蝕經常出現在沸水堆燃料組件上，偶爾也在壓水堆中發現。
結垢
冷卻劑中的不鏽鋼腐蝕產物，大部分以離子形式的膠狀物存在，在燃料棒包殼表面沉積。沉積物有兩種狀態:一種呈疏鬆、多孔狀，可通過水和水蒸氣，對傳熱無惡化影響；另一種呈密實、閉孔型水垢。熱流通過時孔隙中充滿蒸汽，增加了熱阻，引起包殼較大溫升，加速包殼水側腐蝕。
氫脆
鋯合金與冷卻水反應生成氫，其一部分被鋯合金所吸收。由於在573K下氫的固溶度很小，約70×10。過多的氫就以小片狀氫化物(ZrH1.5)形式析出。由於氫化物在常溫下是脆性相，為裂紋的起始點。若垂直分布於受力方向，造成包殼管的氫脆破壞。在燃料組件設計準則中規定，鋯合金在冷卻劑中的吸氫不得大於250×10~500×10。控制包殼的運行溫度是降低吸氫量的重要因素。
芯塊-包殼相互作用
二氧化鈾芯塊在堆內非線性溫度場作用下呈 “砂漏狀”變形(見圖)；在高燃耗下，芯塊與包殼間的間隙閉合；芯塊端部邊緣與包殼發生機械接觸，產生機械相互作用。在一定的接觸壓力下，包殼貼緊芯塊出現局部變形，稱為環脊，其高度一般10~20μm。燃料棒外形呈竹節狀變形。環脊使局部應力集中，可導致包殼拉伸破損。同時為補償芯塊兩端面的凸起，在燃料設計中採用碟形端面結構。
同時，侵蝕性裂變產物如碘、銫和碲在芯塊中向冷端遷移，釋放到端部邊緣的間隙及鋯合金環脊內側產生應力腐蝕，甚至開裂。這種現象稱為應力腐蝕開裂。當反應堆出現功率劇增時，芯塊溫度增高，熱膨脹量增加。當鋯包殼應力超過應力腐蝕破壞閾值時，包殼就會出現破裂。為避免芯塊與包殼的相互作用，曾研究過多種措施，如鋯包殼內壁塗石墨層阻擋侵蝕性氣體向包殼擴散和試製蠕變速率大的大晶粒芯塊等。
燃料棒中芯塊與包殼相互作用