[其他]水堆燃料包壳管

说明书

本发明涉及用于压水和沸水反应堆的锆基合金水堆燃料包壳管。尤其是涉及能使水堆燃料元件内芯体-包壳相互作用（PCI）的有害影响减至最小的燃料包壳。

完全由高锆合金制造的包壳管已经在水堆工业中得到实地应用。已使用的普通合金实例是锆锡合金-2和锆锡合金-4。是根据核特性、机械特性和高温抗水腐蚀性筛选出这些合金的。

在Stanleg    Kass发表的《锆锡合金的研制》〔ASTM（美国材料试验协会）专门技术刊物No.368（1964）PP3-27〕中，总结了研制锆锡合金-2和4以及淘汰锆锡合金-1和3的情况。因此将这篇文章编进参考文献之中。美国专利说明书No2，772，964;3，097，094和3，148，055对锆锡合金的研究也是使人感兴趣的。

例如，锆锡合金-2和4的大多数商业化学特性基本上符合ASTM    B350-80中公布的要求（分别适于UNS    NoR60802和R60804合金）除了这些要求外，还要求上述合金的氧含量在900～1600ppm之间，若作为燃料包壳则典型地约为1200±200ppm。

制造锆锡合金包壳管的通常做法是，包括以下生产工艺，将铸锭热加工成中等尺寸的料坯或园坯;β溶液处理料坯;机械加工成空心管坯;将空心管坯高温α挤压成空心园柱管;然后通过一系列皮尔格式冷轧孔型，将园柱管基本上轧挤成最终尺寸的包壳，在达到另一个孔型之前进行α再结晶退火。然后将基本上是冷加工的最终尺寸的包壳进行最终退火。这种最终退火可以是消除应力退火、部分再结晶退火或者完全再结晶退火。根据设计人员对燃料包壳机械性能的规范书来选择最终退火类型。

在使用上述燃料包壳的燃料棒中发生了这样一个问题，即在与破裂了的热膨胀氧化物燃料芯块接触的附加应力下，观察到了产生于包壳内表面的裂纹。有时候这些裂纹扩展到能穿通包壳壁厚，从而破坏燃料棒的完整，使冷却剂进入燃料棒，因而使放射性裂变产物污染循环通过堆芯的冷却剂。通常认为，这种裂纹现象是由于辐照硬化、机械应力和裂变产物的相互作用，从而导致周围介质有助于裂纹在锆合金中的产生与扩展而引起的。

已经建议将内表面结合锆层的锆锡合金燃料包壳管，用作抗水堆运行期间在燃料芯块和包壳之间接触面处产生裂纹的扩展。美国专利说明书No4，045，288;4，372，817;4，200，492和4，390，497以及联合王国专利说明书No4，104，711A提供了这种建议的各种实例。

上述专利之所以选择锆层，因为它们可抗PCI裂纹扩展，而不考虑它们的抗水腐蚀性。如果包壳在反应堆中破裂，使包壳内部存在冷却剂，预料上述锆层的抗水腐蚀性能，将大大劣于构成包壳基体的高锆合金。在这些条件下，将预料锆层完全被氧化，因而很快失效，同时导致在包壳的锆合金部分中增加氢化物生产，由此损坏锆合金结构的完整。包壳的这种性能变坏会导致严重的破坏，随着铀和放射性核素将大量释入冷却剂。

该技术试图在具有高抗水腐蚀性能的普通锆合金层之间，嵌埋上述专利的锆层，或者用低锆合金代替内暴露的锆层，来探寻这种抗水腐蚀性能问题。在英国专利说明书No2，119，559中叙述了这些设计实例。尽管作了这些努力，仍需一种对于在内径和外径表面上具有极好抗水腐蚀性的普通锆合金的水堆燃料包壳，它同普通锆锡合金-2和锆锡合金-4比较，应具有增强了的抗PCI裂纹扩展性能。

因此，本发明属于水堆燃料包壳管范畴，其特征在于，上述包壳管包括具有高强度和极好抗水腐蚀性能的第一锆合金外园柱层，此锆合金由锆锡合金-2或锆锡合金-4组成，以及以冶金结合于外园柱层的第二锆合金内园柱层，第二锆合金基本上由0.4～0.6（重量）%的锡、0.5～1.4（重量）%的铁、100～700ppm的氧和余下部分由锆组成。

从而在园筒式燃料包壳管的外径和内径表面上，形成了极好的抗水腐蚀性，以及同普通锆锡合金-2和锆锡合金-4燃料包壳比较，具有增强了的抗PCI裂纹扩展性。最好，外园柱层的锆合金是锆锡合金-2或是锆锡合金-4。最好将内园柱层的锡含量保持在0.4～0.5（重量）%，铁含量保持在0.5～1.0（重量）%。

为了能够更清楚地了解本发明，现在通过实例、参考细长燃料包壳管的横截面附图，将叙述本发明的一个适宜的具体实例。