几类包壳材料与核燃料的中子辐照损伤行为研究进展

周韦^*，田继挺，冯琦杰，孙勇，刘显坤，郑健，唐彬，钱达志，彭述明

中国工程物理研究院核物理与化学研究所，四川绵阳，621999

摘要：介绍了中国绵阳研究堆在几类燃料元件包壳材料及新型核燃料辐照损伤行为研究方面取得的一些成果。通过拉伸实验和透射电镜分析，研究了燃料元件包壳材料锆合金Zr-4的中子辐照硬化行为。结果表明，辐照后材料的屈服强度和抗拉强度升高，延伸率下降，且在很低剂量时迅速硬化，随着剂量增加硬化逐渐减缓并趋于饱和，这种硬化损伤主要来源于辐照在锆基体中产生的位错环。结合分子动力学模拟，发现了锆基体中实验尺度位错环的两种形成机制：单个高能碰撞级联直接产生；位错促使附近的单个中能级联直接产生。同时发现辐照缺陷累积产生的局部应变会促使hcp-Zr的基面上出现<c>型空位环形核，有助于深入理解锆的辐照生长机制。对事故容错型包壳材料涂层锆合金、FeCrAl及SiC/SiC复合材料开展了初步的中子辐照及拉伸试验。结果表明，前两类金属材料出现了明显的硬化损伤，SiC复合材料的抗弯强度略有下降，断口处纤维与基体出现了粘脱。利用中子照相和金相显微分析，研究了金属型燃料U-10Zr的辐照肿胀行为。发现²³⁵U的燃耗深度达到8%左右时，圆柱形的U-10Zr芯块出现了明显的肿胀，轴向与径向尺寸均增大，肿胀量约12%，基体内部出现了裂变气孔。燃料芯块与锆合金包壳界面处发生了明显的扩散，且裂变气体向芯块/包壳界面聚集。事故容错型的UO₂-BeO与大晶粒UO₂燃料小棒的反应堆辐照考核研究表明，燃耗约5000MWd/tU时，前者的芯块内部出现了明显裂纹，肿胀量约5%，后者则未出现裂纹和肿胀现象，对裂变气体包容能力较好，芯块结构较完整。后续将对事故容错型的包壳材料与核燃料继续开展较高剂量的中子辐照损伤研究，助理国内新型核能材料的研发。

关键词：锆合金；核燃料；辐照损伤；中子