基本介紹
- 中文名：核級
- 外文名：Nuclear level
- 套用：核安全設備描述
- 學科：核科學
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概念
核級鋯及鋯合金研究狀況及發展前景
當今，在全球越來越關注地球溫室效應、氣候變化以及低碳生活的形勢下，發展清潔能源必然成為將來能源的主流。核電作為世界上公認的清潔能源，具有高效、較安全和經濟的特點，可以緩解當前水資源和煤電的短缺。而鋯金屬是核電站中不可缺少的材料，隨著核電的發展，鋯工業必然迅速發展。因此，鋯成為一種重要的戰略材料，被譽為“原子時代的第一金屬”。
鋯優異的核性能在於它的熱中子吸收截面只有0.18×10-28m2，在考慮到中子經濟性的條件下，推動了鋯合金的研究與發展。用鋯合金代替不鏽鋼作為核反應堆的結構材料，可以節省鈾燃料一半左右；鋯合金在300～400℃高溫高壓水蒸汽中有很好的抗腐蝕性能，在堆內有相當好的抗中子輻照性能；鋯合金還有適中的力學性能、良好的加工性能以及和鈾燃料良好的相容性。因而鋯合金主要套用於：燃料的包殼材料、壓力管、活性區支撐部件和核燃料芯體等。
鋯及鋯合金研究現狀
鋯合金在核電反應堆中起著不可替代的作用，對於海綿鋯的冶煉、合金熔煉、塑性加工和性能的研究都非常重要。製備海綿鋯的方法分為金屬熱還原法和熔鹽電解法兩大類。原子能級鋯的生產包括4個主要工藝流程，如圖1所示。
圖1生產原子能級鋯的4個主要工藝流程
圖1生產原子能級鋯的4個主要工藝流程鋯合金的耐腐蝕性能
用作核燃料包殼的鋯合金是核反應堆中一種重要的結構材料，腐蝕和吸氫是鋯合金套用中的兩個重要問題，涉及核燃料元件的壽命和核電站運行時的安全性。國內外對鋯合金的耐腐蝕性能和吸氫性能有廣泛的研究。
鋯及鋯合金的腐蝕包括均勻腐蝕和非均勻(癤狀)腐蝕。影響腐蝕行為的因素有很多，如合金成分、熱加工工藝、表面狀態、水化學環境、溫度、pH值、輻照和熱流等。研究鋯及鋯合金的耐腐蝕性能是保證核反應堆正常運行和安全的重要保證。
Aylin Yilmazbayhan等人對4種鋯基合金(Zr-4，ZIRLO，Zr-2.5%Nb和Zr-2.5%Nb-0.5%Cu)在360℃水中形成的氧化物，從結構到腐蝕性能做了細緻的研究。以保護層周期破裂和重組使氧化物長大的模型為條件，通過光學顯微鏡可以顯示出氧化物的層狀結構，其中平均層厚與轉折後的腐蝕速率成反比。詳細的衍射圖樣研究表明，在一個大致相當於一個氧化層區域內，氧化物包含四方相二氧化鋯和單斜相二氧化鋯，在靠近氧化物一金屬界面四方相氧化物的分數高一些。也可以觀察到，四方相和單斜相的氧化物通過氧化物的厚度，隨著層厚的周期而循環變化。結果也表明，四方相的最終晶粒尺寸比單斜相小，在Zr-4和ZIRLO中的單斜相晶粒尺寸比另外的兩種合金小。
