核燃料包殼鋯合金表面吸氫開裂行為的研究進(jìn)展

石劉洋，邱長軍，劉豪

（南華大學(xué)機(jī)械工程學(xué)院，湖南 衡陽 421001）

0 引言

鋯合金具有熱中子俘獲截面低、力學(xué)性能好、耐腐蝕性好等優(yōu)點(diǎn)，在核工業(yè)中得到了廣泛的應(yīng)用,被用于壓水堆(PWR)作為燃料包殼材料[1]。在一些極端情況下，比如當(dāng)核反應(yīng)堆發(fā)生失水事故時(shí)，反應(yīng)堆內(nèi)部溫度急劇上升，同時(shí)，鋯合金與水蒸氣在高溫下容易發(fā)生劇烈反應(yīng)，釋放大量熱量加速核芯熔化，并產(chǎn)生大量氫氣被鋯包殼吸收[2]。在福島第一核電站事故期間，由于腐蝕機(jī)理而產(chǎn)生的大量氫氣導(dǎo)致反應(yīng)堆建筑物爆炸，從而嚴(yán)重加劇了事故的發(fā)展[3]。因此，在失水事故條件下，即高溫高氫濃度條件下，對鋯合金吸氫開裂行為研究具有重要意義。

1 鋯氫化物的形成

1.1 鋯合金的吸氫機(jī)制

在前面已經(jīng)介紹到，反應(yīng)堆中大部分的氫源自高溫高壓水環(huán)境下的腐蝕過程，反應(yīng)方程式為[4]

生成的氧化膜（ZrO2）避免了高溫高壓水和鋯合金的直接接觸，阻止了吸氫的直接發(fā)生，起到保護(hù)作用，但是鋯合金仍然存在吸氫脆化和開裂行為[5]。1964年hillner等[6]提出的一個(gè)舊的但仍然有用的模型，認(rèn)為氫通過氧化物層的擴(kuò)散可以用陰離子空位擴(kuò)散現(xiàn)象來解釋。具體包括以下幾個(gè)步驟，如圖1所示[7]。

圖1 鋯合金腐蝕吸氫示意圖

1.2 氫的固溶度

氫在鋯合金中擴(kuò)散而不形成氫化物（第二相）的極限量稱為極限固溶度（TSS）。當(dāng)鋯中氫含量超過極限固溶度時(shí)，氫就會以氫化物的形式析出。

氫在鋯合金中固溶度的研究中，主要是研究材料的輻照、熱履歷、合金元素因素對其的影響。……