锆合金包壳材料堆内行为的研究进展

• 作者: 伍晓勇 何文 吴璐 汤爱涛 温榜 潘荣剑 王海东
• 来源期刊: 材料科学
• 学科: 工学
• 关键词: ZIRCALOY 析氢 氧化 辐照蠕变 性能退降
• 年，卷（期）: 2019,（9）
• 页码范围: 861-871
• 页数: 11页
• 分类号: TL3

摘要

目前使用最广泛和成熟的压水堆包壳材料是Zircaloy-2和Zircaloy-4。然而随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率和提高安全可靠性的方向发展,对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求,包壳耐腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等。总而言之,包壳材料是核反应堆重要的组成部分,最终包壳材料在核反应堆运行过程中性能的变化情况决定了反应堆的使用寿命及安全可靠性。因此,需要深入研究压水堆堆内行为的演变规律能为更优异综合性能的新锆合金设计、加工工艺优化等提供新的思路。本文综述了近年来国内外对目前压水堆锆合金包壳材料(Zircaloy-2和Zircaloy-4)的研究概况,即基于高温高压下包壳材料在核反应堆中受到冷却剂冲刷(析氢腐蚀和吸氧腐蚀)和辐照蠕变,分析和总结了对包壳材料性能退降的原因。此外,展望了未来研究的方向。