核燃料包殼

核燃料包殼是核燃料的密封外殼。其作用是防止裂變產物逸散和避免燃料受冷卻劑腐蝕以及有效地導出熱能。

核燃料包殼主要作用

包殼是核電站的第二道安全螢幕障，其主要作用如下：

1）包容裂變產物，阻止裂變產物外泄；

2）是燃料和冷卻劑之間的隔離屏障，避免燃料與冷卻劑發生反應；

3）有效地導出核燃料反應後產生的熱能。

核燃料包殼所處工況

在堆芯結構材料中，以包殼材料的工況最苛刻：

1）包容核燃料，承受高溫、高壓、大的溫度梯度和強中子輻照；

2）包殼內壁受裂變氣體壓力、腐蝕、燃料腫脹、吸氫致脆及芯塊與包殼的相互作用等危害；

3）包殼外壁受冷卻劑壓力、沖刷、振動、腐蝕以及氫脆等威脅。

核燃料包殼的選材要求

由於包殼所處的特殊環境，對包殼材料的選擇有著嚴格的要求：

1）熱中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短；

2）強度高、塑韌性好，抗腐蝕性強、對晶間腐蝕、應力腐蝕和吸氫腐蝕不敏感；

3）熱態強度、熱穩定性和抗輻照性能好；

4）熱導率高、熱膨脹係數小，與燃料和冷卻劑相容性好；

5）易加工、便於焊接和成本低廉；

常用的核燃料包殼材料

根據上述要求，適宜作包殼用的材料主要有：鋁及鋁合金、鎂合金、鋯合金和奧氏體不鏽鋼以及高密度熱解碳等。

鋁及鋁合金：鋁的優點是價廉、熱中子吸收截面（0.23靶）及活化截面（0.21靶）小並有適當的強度和良好的塑性、導熱性及加工性能，對100℃以下的純水也有較好的抗腐蝕性。其缺點是熔點低和抗高溫水腐蝕能力差。

鎂及鎂合金：鎂的中子吸收截面及活化截面比鋁小4倍，因此允許包殼壁及其散熱片可以增厚（2-3）mm和增大 。鎂合金還具有較好的延性、蠕變強度和導熱性能。

鋯及鋯合金：鋯的熱中子吸收截面小，導熱率高、機械性能好，又具有良好的加工性能以及和UO₂相容性好，尤其對高溫水、高溫水蒸氣也有良好的抗蝕性能和足夠的熱強性，所以鋯合金被廣泛用作水冷動力堆的包殼材料和堆芯結構材料。

奧氏體不鏽鋼：早期的水冷動力堆曾採用它作包殼材料，因其熱中子吸收截面大並有應力腐蝕危險，後被核性能、機械和耐蝕性能比較好的鋯合金所取代。但當工作溫度大於400℃時，已超過鋯合金的使用極限，因此對於快堆和改進氣冷堆仍需要用奧氏體不鏽鋼。

高密度熱解碳（石墨）：高溫氣冷堆燃料元件的包殼壁溫高達1000℃以上，在如此高的溫度下，合金材料的機械、抗蝕和核性能等很難滿足要求，而碳的熔點高達3727℃，熱中子吸收截面很小（0.003靶），在非氧化氣氛下，即使溫度很高，碳仍有足夠的強度和較好的導熱性，但延性很差，所以只能做成尺寸很小和形狀很簡單的包殼。