CN1137838A

CN1137838A - 生产中子吸收元件的含有铟与镉的银基合金及其应用

Info

Publication number: CN1137838A
Application number: CN95191098A
Authority: CN
Inventors: F·德弗特; L·皮雷特
Original assignee: Ji Ma Co; Framatome SA
Current assignee: Ji Ma Co; Areva NP SAS
Priority date: 1994-11-02
Filing date: 1995-10-13
Publication date: 1996-12-11
Also published as: FR2726393A1; EP0737357A1; EP0737357B1; DE69516840D1; US5684847A; JPH09511837A; FR2726393B1; WO1996014639A1

Abstract

该合金含有9-12原子％的铟和4-5.35原子％的镉，除极少量不可避免的杂质外，其余由银组成。该合金优选含有9-10原子％的铟和4.35-5.35原子％的镉。该合金能够以安放在管状外壳内的块状或棒状形式使用，以便构成用于控制压水核反应堆反应性的棒束的中子吸收元件。

Description

生产中子吸收元件的含有铟与镉的银基合金及其应用

本发明涉及用于生产核反应堆堆芯中中子吸收元件的含有铟与镉的银基合金。

核反应堆，具体地说，用加压水冷却的核反应堆包括由垂直并列安装的棱柱形燃料组件组成的堆芯。各个燃料组件由一束相互平行的燃料棒组成，该燃料棒用由定位格架与同定位格架刚性连接的导管组成的框架支持，该定位格架沿燃料组件的长度而分布。

在核反应堆运行期间，必须提供控制堆芯输出功率的手段，在该堆芯中发生着释放热形式能量的裂变反应。还必须提供在运行周期终了时使核反应堆停堆的手段或在发生事故时所要求的紧急停堆手段。

根据核反应堆控制或停堆状态，使用中子吸收元件，具体地说，使用能较大或较小程度地插入堆芯的中子吸收元件来控制堆芯功率和使反应堆停堆。

具体地说，使用以棒束形式生产的吸收元件，这些棒束能够插入到某些燃料组件的导管内部并可更换。

棒束中的棒在其一端被连接于支承上，该支承系统包括用于将棒束和随动棒连接起来的辐射臂和衬套，这种棒束支承通常被称为“星形接头”。

用于控制核反应堆和使核反应堆停堆的棒束中的吸收棒具有管状外壳，吸收材料芯块堆叠在管壳内。

那些最常用的吸收材料包括碳化硼B₄C和银、铟与镉(SIC)三元合金。

根据用于控制核反应堆或使核反应堆停堆所使用的吸收体棒束，吸收棒的组成可以不同，这些棒可能只包括B₄C或SIC芯块，B₄c和SIC二者的芯块，或还有高吸收材料(例如，B₄C或SIC)和中子弱吸收体材料。

核反应堆吸收棒束中棒设计的要旨之一是尽可能地延长棒束的寿期，以便尽可能地降低核反应堆的运行成本。

用于控制核反应堆和使核反应堆停堆的棒束的寿期通常以周期数表示，每个周期相应于两次堆芯组件换料操作之间核反应堆的运行期间。

在核反应堆运行期间，由于导致贯穿包容吸收材料芯块的棒外壳的裂纹的出现和发展、以及吸收材料的肿胀而使核反应堆吸收棒束的寿期受到限制。

由于这种裂纹的发展，在核反应堆中这些棒束被使用一段时间后，必须移出和废弃它们。

吸收材料芯块具有额定直径，当它们被装入管壳时，该额定直径小于管壳的额定内直径。因此在制造结束时，在芯块的侧表面和吸收棒壳的内表面之间保留了一些空隙。由用于封闭管壳端头的塞子和置于管壳封闭塞和相应的吸收体芯块柱端之间的弹簧线圈将吸收体芯块保持在管壳内部。

用塞子以完全不泄漏的方式密封的管壳内腔可以充注加压气体。

在运行的反应堆中，吸收材料芯块发生具体表现为芯块径向膨胀和由于蠕变而固定(Settling)的肿胀，以致当吸收棒暴露于核反应堆中经常发生的条件下，具体地说，暴露于堆芯内中子流中时，芯块外侧表面和外壳内表面之间的间隙趋于减少。

在吸收棒使用一段时间以后，芯块和外壳之间的间隙变为零，然后，尤其是在径向方向上，芯块开始对外壳施加轴向推力，由于径向膨胀将导致该外壳损坏。

当银-铟-镉(SIC)合金用作吸收材料时，例如以芯块形状使用时，在辐照作用下，也就是说由于中子对核反应堆堆芯内部材料的作用，芯块的径向膨胀部分是由于材料的肿胀而引起的。

由于中子和在中子轰击的作用下合金晶格内的原子置换(表现为产生例如晶格空位、位错环或空穴之类的缺陷)导致的合金中元素的蜕变而造成SIC的辐照肿胀。

在能量处于0.625-8eV之间的超热中子的作用下，合金中元素的蜕变与银(它转变成镉)和铟(它转变成锡)有关。

由于元素的原子体积存在着差别，发生了银-铟-镉的面心立方(fcc)晶格的体积膨胀。

此外，当面心立方银中合金元素的溶解度达到极限然后超过时，由于蜕变而导致合金中镉、铟与锡的总浓度增加，表现为出现具有六角形密集(hcp)结构的第二相。这种六角形密集相拥有比初始面心立方相更大的体积。

至今，通常用于形成核反应堆堆芯中中子吸收元件的SIC合金含有14-14.5原子％的铟、4.6-5.15原子％的镉，除了极少量不可避免的杂质外，其余由银组成。

当这种先有技术的合金用于形成由加压水冷却和慢化的核反应堆的控制棒束(具有高负反应性)的吸收材料时，它们会发生肿胀。上述控制棒束常常插入核反应堆的堆芯中。

到此为止，为延长频繁插入反应堆堆芯的控制棒束的寿期而采用的解决办法，一直没有考虑对面心相转变成六角形密集相的吸收材料肿胀的影响。所以，至今也无人建议调整SIC合金的组成，使得吸收材料在核反应堆堆芯中使用期间，能够延迟吸收材料中六角形密集相的出现。

因此，本发明的目的是提供一种用于生产核反应堆堆芯中中子吸收元件的含有铟与镉的银基合金，该合金在反应堆堆芯中具有高抗肿胀性，并能够生产寿期显著延长的吸收元件。

为此，本发明的合金含有9-12原子％的铟、4-5.35原子％的镉，除了极少量不可避免的杂质外，其余由银组成。

为了使本发明的说明不受到限制，参考附图，与先有技术的吸收棒束进行比较，说明吸收材料至少部分由本发明合金组成的吸收体棒束中棒在辐照下的性能。

该附图是表示吸收棒束中芯块和棒外壳之间的径向间隙作为压水核反应堆堆芯中棒束工作周期数的函数而变化的图形。

该图涉及的控制棒束中包括其吸收材料具有本发明组成的棒，为比较起见，也涉及吸收材料按照先有技术生产的棒束。

本发明合金按照SIC合金中常规的冶金方法进行生产。

为了实现将要叙述的说明性实施方案，生产本发明的合金，它包含9.5原子％的铟和4.85原子％的镉，除了极少量不可避免的杂质外，其余由银组成。

以这样的方法选择合金的组成，以致于含有本发明材料的控制棒束在压水核反应堆中的使用期间十分显著地延迟了六角形密集相的出现。

以这样的方法选择该合金的组成，同样使得棒束的中子吸收特性保持在接近使用含有先有技术SIC材料的棒束所得到的中子吸收特性的数值上。

优选确定的合金组成集中在9.5原子％的铟和4.85原子％的镉。然而，该组成可以以0.5原子％的幅度围绕中心值稍有变化。因此，铟含量可在9-10原子％之间，镉合量在4.35-5.35原子％之间。

也使用先有技术的材料，它含有14.25原子％的铟和4.85原子％的镉，以本发明合金同样的方法进行生产并制成园柱形的块或棒。

在本发明合金的情况下，用银含量的增加来补偿铟百分率的减少，在本发明合金的情况下该含量接近85原子％，而在先有技术合金的情况下，该含量仅约为81原子％。

一般地说，以下面叙述的方式来确定本发明合金中有关铟、镉和银元素的组成。

铟

在本发明合金中，铟的比例应该低于12原子％，以便在辐照下延迟吸收材料中六角形密集相的出现。

随着铟含量的减少，更能延迟六角形密集相的出现。

事实上，由申请人公司对含有14-14.50原子％铟的先有技术合金进行的研究已经表明，当铟的比例从最大14.50原子％变化到最小14原子％时，延迟了在SIC面心立方基体中六角形密集相的出现。延迟六角形密集相出现、从而减缓辐照下的肿胀和吸收棒的裂纹都是十分明显的，这就能够解释在压水核反应堆运行期间所观察到的吸收棒寿期的不同。然而，当铟含量仍然保持大于14原子％时，同想要根据常规组成铟含量范围下限的按先有技术制造的SIC合金的循环时间相比较，所取得的收益太小。

由FRAMATOME和COGEMA公司进行的研究已经表明，当铟含量低于或等于12原子％时取得可观的效果。

如同在说明性的实施方案中进一步表明的那样，本发明的一个重要方面在于将铟含量降低到先有技术合金采用的下限以下，精确地说，将铟含量优选地固定在接近9.5原子％的数值。

此外，为了避免降低材料的中子吸收特性，不希望将铟的比例降低到9原子％以下。

镉

应该限制镉含量低于5.35原子％，以便保持由于降低铟含量在延迟六角形密集相出现方面所取得的优点。

此外，镉含量不应低于4原子％，以便避免损坏SIC材料的中子吸收特性。

银

银组成合金的基础，增加银含量以便准确地补偿铟含量的减少。

因此，银含量一般为81-87原子％之间。

使用本发明合金(9.5原子％的铟和4.85原子％的镉)与先有技术合金(14.25原子％的铟和4.85原子％的镉)生产核反应堆的控制棒束。

在所有情况下，都使用园柱形芯块形式的吸收材料，该芯块具有7.65mm直径，这是先有技术棒束中吸收材料芯块的额定直径(以下实施例1和2的情况)，或者具有稍低于7.52mm的直径，这就能够增加吸收棒芯块和外壳之间的间隙。

SIC材料芯块堆叠在不锈钢管壳内，以便形成控制棒束的下部，该下部的长度为0.75-1m。

在核反应堆正常运行期间，被用作控制棒束的试验棒束，至少是由SIC合金组成的棒的下部被常常插入堆芯。

该试验在于测量核反应堆连续运行周期终了时棒束的吸收棒的径向膨胀。

在进行该试验的情况下，核反应堆的运行周期具有300EFPD(等效满功率天)时间，也就是说相应于核反应堆堆芯以满功率运行300天的时间。

申请人公司具有能够限制蠕变/固定(Settling)现象的技术，以致可以在快速蠕变/固定、慢速蠕变/固定和中速蠕变/固定的情况下进行上述试验。

实施例1

用本发明的SIC材料芯块构成控制棒束，该SIC材料含有9.5原子％的铟，不曾进行过为限制蠕变/固定现象的处理。

在核反应堆运行每个周期(300EFPD时间)的终了，测量棒束中吸收棒外壳的径向肿胀。

由此推导出芯块和外壳之间径向间隙的变化。直到芯块同外壳接触那一刻为止，都认为径向间隙是负数，然后该间隙为零，当外壳在其所包容的芯块肿胀的作用下经受肿胀时，该间隙为正数。

以在连续辐照周期期间所给芯块/外壳径向间隙图的形式，将该试验结果记录在图上。

观察了连续相态，在该相态中芯块径向膨胀的动力学是不同的。

在第一相态中，相应于芯块和外壳之间间隙(A区)的收缩，芯块的径向膨胀极为迅速。

在相应于A区的相态中，芯块的径向膨胀起因于吸收材料的蠕变/固定和辐照引起的肿胀两种原因。

在第二相态中，外壳在芯块辐照肿胀的作用下发生肿胀。

在D点，肿胀动力学突然变化。申请人公司能够表明，这种动力学的不同是由于出现了六角形密集相。

在本发明合金的情况中，(含有9.5原子％铟)，同含有14.25原子％铟的常规合金比较，延迟了六角形相的出现。

业已能够表明，面心立方相转变成六角形密集相是确定在辐照下外壳裂纹动力学的主要因素。

在先有技术合金的情况下，六角形相出现在较小周期数(E点)以后。在核反应堆内较短的总停留时间以后，肿胀动力学变得更快。

当外壳发生一定幅度的肿胀时，外壳可能出现裂纹。

由本发明材料的蠕变/固定动力学和辐照引起的肿胀动力学(二者速率一起相加)来决定已破裂外壳的肿胀动力学。在第一相态期间肿胀速率低于径向膨胀，特别由于六角形密集相的出现，这降低了蠕变/固定速率。

相对于先有技术棒束的寿期，含有本发明吸收体合金的控制棒束的寿期有了很大的延长。

实施例2

用本发明吸收体材料(含有9.5原子％的铟)和先有技术材料(含有14.25原子％的铟)制造压水核反应堆的控制棒束。

此外，进一步对本发明SIC材料的芯块和具有先有技术组成的SIC材料芯块进行处理，使得它能够将核反应堆堆芯内的蠕变/固定速率限制到中等数值。

如同在实施例1中那样，在核反应堆运行的每个周期以后测量吸收棒的径向膨胀。

由径向膨胀值确定芯块和外壳之间的径向间隙。

在实施例2的情况中再次发现已在实施例1中叙述过的各种相态，但在蠕变/固定速率大大低于实施例1的情况下，具有不同的径向膨胀动力学。

由于在本发明合金情况中较慢发生六角形相，在先有技术材料中一旦开始发生转变，本发明材料和先有技术材料二者因辐照导致肿胀的动力学就变得不同。先有技术材料的这种转变能够在间隙收缩阶段发生。然后在本发明材料的情况下芯块以某种程度的延缓开始同外壳接触。

在为限制蠕变速率而进行过处理的本发明合金的情况下，同不曾进行为限制蠕变速率的处理的先有技术合金相比较，从外壳发生裂纹之前的时间来看取得了增加效果。

同先有技术材料的情况和实施例1中本发明材料的情况相比较，该棒束的寿期得到显著延长。

因此按照本发明的选择组成和为限制蠕变/固定速率而进行的处理取得了额外效果。

实施例3

使用本发明的吸收体合金和先有技术的吸收体合金生产用于核反应堆的控制棒束，如同在实施1和2中那样，以便进行核反应堆堆芯棒束中棒的肿胀和破裂的比较研究。

该棒束的生产相应于新颖的设计，在该设计中增加了吸收材料和外壳之间的径向间隙，降低了由保持芯块的弹簧所施加的压力，并充注氦气使它能够限制外壳和芯块的温度。

由于增加了芯块和外壳之间的初始间隙，同实施例1和2中棒的情况相比较，大大地延长了间隙收缩(A区)过程。

尽管在实施例3控制棒束中棒的情况下，吸收材料的处理导致中等蠕变速率，但同实施例2控制棒束中棒的情况相比较，间隙收缩阶段的持续时间增加了。

当具有先有技术组成的芯块中一旦出现六角形相，先有技术合金和本发明合金的芯块的径向膨胀就会具有不同速率，这可能发生在间隙收缩阶段。

因此用本发明材料制造的芯块，芯块和外壳之间间隙的收缩过程能够在一个较长的时间内进行。

在本发明合金中六角形相延缓地出现以后，含有本发明材料元素的棒的肿胀动力学基本上等于先有技术吸收材料的膨胀动力学。

将本发明合金同先有技术合金进行比较，棒束延迟一段时间才开始达到破裂。

具有本发明吸收材料组成的控制棒束中棒的寿期显著被延长了。

将限制蠕变/固定的棒的特性与本发明的合金组成结合起来则可以十分显著地延长寿期。

在所有情况下，使用本发明的组成能够延缓六角形密集相出现、延缓发生裂纹和延长控制棒束的寿期。能够限制外壳肿胀和/或破裂的其它方法可以与本发明的组成结合起来使用。

特别是，可以将本发明合金制造的吸收元件安装在增加了径向间隙的管内，以形成核反应堆控制棒束的吸收棒，同压水核反应堆控制棒束中棒的吸收材料芯块周围通常保持的间隙相比较，上述管道的径向间隙有了增加。为在延缓吸收棒外壳破裂方面和控制棒束的寿期方面取得显著效果，必须提供至少等于150μm的初始间隙。还希望通过降低弹簧对芯块的承压力和在足够的压力下用氦气充注外壳的内腔，来提高已增加的间隙对延缓破裂和提高棒束的寿期的作用。

当然，本发明不局限于已经叙述的实施方案。

因此可以设计出以块状或其它形状，例如棒状形式，含有由本发明银-铟-镉合金制造的材料并具有除以上已经指出的那些以外的几何与结构特性的控制棒束。

当然，可以将本发明的合金用作压水核反应堆控制棒束以外的棒束吸收元件。

一般来说，本发明合金可以用于生产控制核反应堆或使核反应堆停堆的任何棒束，更进一步说，用于生产任何类型的中子吸收元件。

Claims

1.用于生产核反应堆堆芯中中子吸收元件的含铟与镉的银基合金，其特征在于，该合金含有9-12原子％的铟和4-5.35原子％的镉，除极少量不可避免的杂质外，其余由银组成。

2.根据权利要求1的合金，其特征在于，该合金含有9-10原子％的铟和4.35-5.35原子％的镉。

3.将权利要求1和2中任一项的合金用作压水核反应堆控制棒的吸收材料，其特征在于，将吸收材料制成园柱形芯块形式，该芯块堆叠在用密封塞封装的管状壳内，并用插在外壳密封塞和外壳内堆叠芯块的一个端头之间的弹簧以一定压力保持相互支承。

4.权利要求3的应用，其特征在于，仅仅某些吸收材料的芯块是用权利要求1和2中任一项的合金制成的。

5.权利要求4的应用，其特征在于，将用权利要求1和2中任一项的合金制成的芯块安放在棒束中吸收棒外壳的端头部分，该端头部分打算首先被插入核反应堆的堆芯中。

6.权利要求3、4和5中任一项的应用，其特征在于，用加压氦气充注棒束中吸收棒的外壳。

7.权利要求3-6中任一项的应用，其特征在于，吸收材料芯块具有低于外壳额定内直径的额定直径，以致在棒束被导入运行中的核反应堆堆芯中以前，芯块外侧表面和外壳内表面之间的径向间隙保持大于150μm。

8.将权利要求1和2中任一项的合金用作核反应堆控制棒束的吸收材料，其特征在于，吸收材料是棒状形式。

9.权利要求1和2中任一项的合金，其特征在于，生产的合金在核反应堆堆芯中使用的温度下具有低蠕变速率。