摘要:锆合金具有独特的核性能,其中子吸收截面小,在高温高压水中有优良的耐蚀性,在反应堆内又有良好的抗辐照性能,且与铀燃料的相容性较好,同时,锆及锆合金具有优良的加工性能和适中的机械性能,因而被用作轻水反应堆(LWR)的燃料包壳材料和堆芯结构材料。锆合金的研究与应用进展与水冷反应堆的发展密切相关。近年来,各国不断提高燃料元件的燃耗,降低核燃料的循环成本。当燃耗在30GWd/tU以下时,常规Zr4合金包壳管即可满足要求,当燃耗提高到(40~50)GWd/tU时,常规Zr-4发展成改进型zr-4或研究其它型锆合金来满足要求。然而,当燃耗达70GWd/tU时,Zr-Sn系合金是不能满足要求的,必须研究开发新的锆合金。从上世纪70年代开始,世界各国纷纷开展了综合Zr-Sn及Zr-Nb系合金优点的新型锆合金(Zr-Sn-Nb系合金)的研制。美国西屋公司开发了ZIRLOTM(Zr_1.0Sn-1.0Nb-0.1Fe)合金作燃料包壳材料,俄罗斯研制出E635(Zr-1.2Sn-1.0Nb-0.4Fe)合金,上世纪90年代,法国成功开发出M5(Zr-1.1Nb-0.120)合金。当燃耗达到60GWd/tU时,M5合金的氧化膜厚度只有Zr-4合金的1/3,吸氢量只有Zr-4合金的1/5,而且辐照生长和蠕变性能都优于Zr-4合金。此外,日本研制出NDA(Zr-1.0Sn-0.1Nb-0.27Fe-0.16Cr)合金、德国研制出PCA(Zr.0.8Sn-0.3Fe-0.2Cr)合金。