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锆材在核电站的应用
来源:钛锆铪协会 时间:2006-11-21 点击:

   袁改焕  李恒羽

西北锆管有限责任公司  陕西宝鸡  721014

 

摘要:锆合金材料因其良好的核性能和适宜的机械性能,在核电站作为包壳材料和结构材料得到了广泛应用。文章列举了世界各国发展核电过程中对锆材的具体应用,同时也指出了我国发展核电的未来之路。

关键词:核电站,锆材,应用

 

锆合金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同UO2相容性好,尤其对高温水、高温水蒸气也具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,成为核电站的重要应用材料。 

 

1、锆合金包壳管在核电站的重要性

核反应堆是利用核裂变过程中所释放出来的巨大能量,通过核电设备最终转化成电能。由于在反应过程中存在大量的辐射,具有很强的危害性,因此,核安全就成为发展核电需要解决的首要任务。在核电设计中,核安全的首道防线就是核的包复材料---包壳管,由它担负着防止核泄露的重要任务。同时,包壳管又是处在核反应堆中工况最差的环境当中。它面临核燃料,承受着高温、高压和强烈的中子辐照,以及耐高硼水腐蚀、耐应力腐蚀和耐反应产物碘蒸汽腐蚀的严峻考验。在整个使用过程中不应发生破损而造成放射性外逸,因此必须对核燃料的包壳管材料提出严格的要求。 

在众多核材料中,锆合金以其优异的核性能,成为燃料包壳管的首选材料,并取得了令人满意的效果。随着核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安全可靠方向的发展,对锆合金包壳材料的性能提出了更高的要求,包括腐蚀性能吸氢性能力学性能和辐照尺寸稳定性等。为此,人们在不断提高锆材性能方面进行了大量的研究工作,取得了可喜的成就。当前主要有Zr-2Zr-4Zr-2.5%Nb三种合金以及美国西屋公司新发展的ZIRLO合金、日本的NDA合金和法国的M5及低锡锆合金等。另外,还有俄罗斯的Zr-1Nb合金和Zr-Sn-Nb E635合金等。

由于锆合金在反应堆内受中子辐照,力学性能会发生变化,强度升高,延性会降低、变脆,以及辐照伸长和扭曲变形,产生蠕变和内应力等现象,使其综合性能变差。因此,包壳材料属于一种高消耗品,需要进行周期更换。换料的周期一般为12个月,由于锆合金包壳管性能的提升,在有些电站已实现了18个月的换料周期。因此,锆合金在核电站仅作为包壳材料,其用量是相当巨大。目前,世界上核电站总数为440余座,总装机容量约3.6亿千瓦,每年对锆的需求近0.3亿吨。预计到2020年将超过1000座,每年对锆的需求将达0.7亿吨。

 

2、锆材在核电站结构部件中的应用

    反应堆的结构部件有:高压容器、高压水箱、高压外壳、管路系统、阀门、泵、热交换器、冷却剂冷凝装置等。有许多稀有金属如铍、钛、钒、钽、铌等均可用作结构材料,但锆属于最佳结构材料之一,这也是因为锆具有良好的核性能和适宜的机械特性。Zr-2合金适于作沸水堆的结构材料,如加拿大道格拉斯点反应堆高压管和瑞士卢森斯堆高压管等。Zr-4合金适于作压水堆和重水堆的结构材料,如美国卡罗莱纳维尔吉尼亚堆的高压管、加拿大研制的重水堆中燃料束挡板和格架。

锆也可作为反应堆的包套材料,如在运行的美国印第安-2原子电站的反应堆堆芯中装有39372根外径为1.08cm的燃料棒,每根棒包有0.6mm厚的锆合金。早期美国20MW的重水减速试验性沸水反应堆中使用了0.54吨锆。美国重水型反应堆蒸汽发生器用压力管为Zr-2或Zr-2.5Nb合金制成,管长3.96m,内径130.5mm,壁厚5mm。而在纳冷试验反应中所有的减速元件和许多反射元件都是用锆包套的。

    锆材作为反应堆的结构材料的实例还有:英国哈威尔原子能科学研究中心DIDO高通量研究反应堆中:压力管、压力容器末端罩子、压力容器盖子,压力器凸缘都是用Zr-2.5Nb制造。而试样载体、水流分离管、试验箱、包套及包套盖都用Zr-2合金制成。日本动力示范反应堆(JPDR)使用了内径(12.62±0.04)mm、壁厚(0.76±0.07)mm、长(912±5)mm的Zr-2合金管。日本敦贺发电所沸水反应堆,容量为375MW,其堆芯中装有319个燃料组件,组件由49根长3.94m、外径14.5mm、壁厚0.92mm、质量约1kg的Zr-2合金燃料管装在槽箱里而组成;与燃料管5.8年更换一次不同,槽箱要长期使用,必须考虑氢脆问题,因而采用厚2mm的Zr-2合金板制成;堆芯共用Zr-2合金管约15吨,Zr-4合金板8.8吨在美国均相试验反应堆(PR吨)-水溶液燃料反应堆的堆芯容器是用Zr-2合金制造的梨形容器,容器直径1.28cm、壁厚7.94-9.53mm。

    另外,锆具有强的吸氢能力,因此氢化锆是反应堆中优良的慢化剂。目前氢化锆不仅已在许多核辅助动力系统中获得应用,而且已在许多反应堆尤其是研究性堆中获得应用。一种进行飞行试验的核辅助动力系统-10A的堆芯装有37根轴氢化锆燃料细棒,含氢密度为6.5×1022原子/cm3,组合元件在高温下是足够稳定的。德国拟建造的Karlsmbe(KNK)反应堆是惟一采用氢化锆减速大功率动力堆,反应堆输出功率为20MW,由钠冷却。

 

3、国内核电站对锆材的需求

    核电作为一个经济、清洁和环保的能源,在世界上得到大力发展。我国自上世纪90年代建成秦山一期、大亚湾一期以来,迎来核电大发展的时代,相继建立了秦山二、三期和岭澳及田湾等电站,使我国对锆材的需求逐年上升。表1为国内电站每年对包壳管材的需求量统计。

    由表1可知,目前我国核电站所需锆材已高达190吨,每年的换料达60吨以上,到2010年每年的换料将达120吨以上。但目前这些换料所需锆材均来自国外,还没有国产化。

1                    国内核电站对包壳管材需求量

电站名称

装机容量

(104KW)

包壳管

每座堆用量

总用量

合金

规格

秦山一期

30

-4

Φ10×0.7×3200

24684

11.5

24684

11.5

秦山二期

60×2

-4

Φ9.5×0.57×3660

32065

13

64130

26

秦山三期

72×2

-4

Φ13×0.4×495

168720

17

337440

34

大亚湾

90×2

-4

Φ9.5×0.57×3800

41605

17

83210

34

岭澳

100×2

-4

Φ9.5×0.57×3800

41605

17

83210

34

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