韩静茹，陈义学，袁龙军，胡建军

(1.华北电力大学 核科学与工程学院，北京 102206;2.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;3.中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041)

0 引言

核燃料元件包壳材料是核动力反应堆的关键核心材料之一，核动力的先进性、安全可靠性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。在过去压水堆燃料元件包壳用Zr－4合金在堆内的使用性能是令人满意的。但是，随着核反应堆朝着高燃耗和长循环燃料周期的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料的性能提出了更高的要求，包括对腐蚀特性、氢化特性、增长和蠕变性能、辐照性能等。因此，核电发达的国家率先开展了改善Zr－4合金腐蚀性能及开发新的锆合金的研究。目前大亚湾核电站所用的AFA2G燃料组件就是通过最佳化成分和优化工艺后的改进型Zr－4合金包壳。由于改进型 Zr－4合金仍不能满足更高燃料耗的要求，因此，一些国家发展了新的包壳材料。如美国西屋公司的ZIRLO锆合金;俄罗斯的E635合金;德国的PCA合金;法国的M5合金;日本以及我国也正在开发新的包壳材料[1～3]。

在核反应堆系统中存在着大量中子，这些中子会使材料产生损伤及活化，本工作主要从活化角度分析包壳材料性能。材料活化产生的放射性不仅对反应堆系统安全产生重要的影响，还会使反应堆退役后存在着大量核废料的后处理问题，对环境产生一定的危害[4]。设施寿命末期时包括活化和污染产物在内的残余放射性总量。……