超臨界水冷堆包殼不銹鋼材料的選材要求

 基于輕水堆燃料包殼材料的經(jīng)驗，以及對SCWR運行的環(huán)境化學(xué)及各種條件的考慮，SCWR對包殼材料篩選和應(yīng)用有如下要求

 1. SCWR的高溫限制了鋯合金作為包殼使用，因為溫度高于水冷堆時，鋯合金的活性太高，氧化嚴(yán)重；其次，鋯合金有吸氫風(fēng)險；最后，鋯合金在較低溫度下（863℃）的α/β相轉(zhuǎn)變會降低力學(xué)強度。因此需要將燃料包殼材料更換為Fe-Cr-Ni材料，其單相狀態(tài)可一直維持到熔點。

 2. 超臨界應(yīng)用感興趣的包殼材料是不銹鋼和高鎳合金，尤其是Ni含量較高的奧氏體不銹鋼。由于18-8型的奧氏體組織狀態(tài)的不銹鋼難以避免氯離子引起的SCC，高鎳合金在這點上更有吸引力。在為過熱反應(yīng)堆應(yīng)用所完成的試驗中，高鎳合金就已經(jīng)顯示出其特有的吸引力。鐵素體鋼在這點上似乎也有一些可能性，只是，其/?相轉(zhuǎn)變溫度為912℃，會降低燃料元件材料的強度。

 3. 高鎳合金有更高的SCC行為，但其中子經(jīng)濟(jì)性差。熱中子吸收截面，鋯的約為0.2b；而Fe、Cr、Ni的分別為2.6b、3.1b、4.5b。

 4. 含Ni較高的Fe-Cr-Ni合金，用作大面積的包殼時，會向服役環(huán)境釋放Ni，這些化學(xué)元素會進(jìn)入冷卻劑然后主要沉積在較冷的和/或較低流速的區(qū)域，使得冷卻劑系統(tǒng)產(chǎn)生不想要的活性沉積物。當(dāng)這些離子被堆芯輻照后，累積的沉積物就會出現(xiàn)放射性。這些放射性離子累積并產(chǎn)生―熱（放射性）點，會增加停堆和維修期間人員進(jìn)入的難度。

 5. 還須考慮另一種模式的損傷，即Ni在受到中子輻照時會產(chǎn)生He。這種模式比較特別；Ni含量增加，He也會增加，易形成孔洞。一種趨勢是將Ni含量維持在盡量低的水平，這也與維持其中子經(jīng)濟(jì)性趨勢一致。

 6. 為減少高中子吸收截面材料的使用量，應(yīng)減薄燃料管的壁厚，但這樣就會降低燃料元件結(jié)構(gòu)的可靠性。

 7. 在SCWR包殼材料的服役溫度條件下，即使是名義上單相的工程合金，也會出現(xiàn)碳化物或Ti和Al的化合物等第二相，已有工作可說明這些變化無害，或者至少在試驗溫度下無害。當(dāng)然，這種變化是否有害目前尚未驗證，須通過SCWR預(yù)期高溫下的長周期試驗研究來驗證。

 8. 燃料包殼不銹鋼材料比運行溫度（堆芯出口溫度）更高100℃~150℃，表面膜脫落更大。包殼材料必須開展蠕變試驗，因隨著時間增加燃料會膨脹，這種暴露于環(huán)境中的動態(tài)應(yīng)變往往有損傷性。

 9. 在選材過程中還須考慮材料的可使用性、可焊性以及成本等重要因素。所有這些設(shè)計要求都直接關(guān)系到材料是否會在將來使用中產(chǎn)生高溫降質(zhì)（老化）的基本機理，例如，相的不穩(wěn)定、氧化、輻照導(dǎo)致的偏析等等。

 根據(jù)一般規(guī)律，反應(yīng)堆不銹鋼材料在研發(fā)的不同階段，有不同的要求，針對SCWR的設(shè)計，為保證在后期服役中滿足使用要求，目前，國際上發(fā)展SCWR時，通常的做法是：①. 掌握堆外關(guān)鍵性能，包括燃料包殼材料和結(jié)構(gòu)材料的，具體項目見表所示，如力學(xué)、均勻腐蝕、應(yīng)力腐蝕性能等；②. 完成不銹鋼材料適用性評價，為輻照考驗、焊接性能研究以材料優(yōu)化或再次篩選奠定基礎(chǔ)。

 目前，國際上SCWR包殼不銹鋼材料研發(fā)重點主要關(guān)注材料如下四個方面的行為：

 ①. 不銹鋼材料的強度、脆性，尤其是高溫下的蠕變等性能；

 ②. 不銹鋼材料的腐蝕性能，包括整體腐蝕，氧化，局部腐蝕；

 ③. 不銹鋼材料的輻照行為；

 ④. 尺寸及微觀結(jié)構(gòu)的穩(wěn)定性。