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核燃料包壳


核燃料包壳是核燃料的密封外壳。其作用是防止裂变产物逸散和避免燃料受冷却剂腐蚀以及有效地导出热能。

包壳是核电站的第二道安全屏障,其主要作用如下:

1)包容裂变产物,阻止裂变产物外泄;

2)是燃料和冷却剂之间的隔离屏障,避免燃料与冷却剂发生反应;

3)有效地导出核燃料反应后产生的热能。


在堆芯结构材料中,以包壳材料的工况最苛刻:

1)包容核燃料,承受高温、高压、大的温度梯度和强中子辐照;

2)包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆及芯块与包壳的相互作用等危害;

3)包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动、腐蚀以及氢脆等威胁。


由于包壳所处的特殊环境,对包壳材料的选择有着严格的要求:

1)热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短;

2)强度高、塑韧性好,抗腐蚀性强、对晶间腐蚀、应力腐蚀和吸氢腐蚀不敏感;

3)热态强度、热稳定性和抗辐照性能好;

4)热导率高、热膨胀系数小,与燃料和冷却剂相容性好;

5)易加工、便于焊接和成本低廉;


根据上述要求,适宜作包壳用的材料主要有:铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及高密度热解碳等。

铝及铝合金:铝的优点是价廉、热中子吸收截面(0.23靶)及活化截面(0.21靶)小并有适当的强度和良好的塑性、导热性及加工性能,对100℃以下的纯水也有较好的抗腐蚀性。其缺点是熔点低和抗高温水腐蚀能力差。

镁及镁合金:镁的中子吸收截面及活化截面比铝小4倍,因此允许包壳壁及其散热片可以增厚(2-3)mm和增大 。镁合金还具有较好的延性、蠕变强度和导热性能。

锆及锆合金:锆的热中子吸收截面小,导热率高、机械性能好,又具有良好的加工性能以及和UO2相容性好,尤其对高温水、高温水蒸气也有良好的抗蚀性能和足够的热强性,所以锆合金被广泛用作水冷动力堆的包壳材料和堆芯结构材料。

奥氏体不锈钢:早期的水冷动力堆曾采用它作包壳材料,因其热中子吸收截面大并有应力腐蚀危险,后被核性能、机械和耐蚀性能比较好的锆合金所取代。但当工作温度大于400℃时,已超过锆合金的使用极限,因此对于快堆和改进气冷堆仍需要用奥氏体不锈钢。

高密度热解碳(石墨):高温气冷堆燃料元件的包壳壁温高达1000℃以上,在如此高的温度下,合金材料的机械、抗蚀和核性能等很难满足要求,而碳的熔点高达3727℃,热中子吸收截面很小(0.003靶),在非氧化气氛下,即使温度很高,碳仍有足够的强度和较好的导热性,但延性很差,所以只能做成尺寸很小和形状很简单的包壳。


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