Abstract
對於核反應器之輻射防護安全而言，護套之完整性相當重要的課題；造成鋯合金護套損壞之諸多原因中，PCI (Pellet Cladd-ing Interaction)現象的問題仍是相當大的困擾，而大部份研究者均認為此種護套破裂之機構為由碘引起之應力腐蝕破裂(Iodine-Induced Stress Corrosion Cracking,簡稱I-SCC)。本實驗乃以鋯四合金管為材料，且以碘濃度與溫度為變因，來對鋯管於碘引發之應力腐蝕破裂的現象作探討。實驗結果發現：溫度愈高或碘濃度愈大則I-SCC 的破損時間愈短，且每個溫度都存在有一個飽和碘濃度，大於此濃度後，再增加碘濃度也無法再縮短破裂時間。在鋯管上雖可同時量得許多裂縫的訊號，但其中僅有一條裂縫會持續成長，直到穿透管壁為止，而其他裂縫並無明顯成長或成長很慢，其深度最多在10% 管壁厚以下。最大裂縫成長至10% 管壁厚，約需要70%?85%的破損時間，顯示裂縫起始所需花費的時間均較裂縫延伸的時間長，且溫度愈低愈明顯。以破損時間來計算平均裂縫延伸速率與實際值有相當差距，亦無法真正描述裂縫延伸。溫度愈高或碘濃度愈大，都會使裂縫延伸速率變得愈快。裂縫延伸步驟可分為兩個階段。第一階段的反應活化能為75.9KJ/mole ，以碘在鋯上的化學吸附反應為控制步驟；第二階段的反應活化能為102.5KJ/mole，碘的擴散及在鋯上的吸附作用同時影響裂縫延伸速率。裂縫延伸速率可表示成下列形式：a = A I exp(-Q/RT) (1/Y σh )•K