[发明专利]具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物及其制备方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物及其制备方法。

背景技术

用于核电站的核燃料组件中的核燃料包壳、格架(spacer grids)和核反应堆堆芯结构体由于高温/高压腐蚀环境和中子辐照而变脆，并且由于腐蚀产物生长的现象而导致机械性能降低，因而它们的合金组合物是很重要的。因此，几十年以来，具有低中子吸收横截面以及优异的机械强度和耐腐蚀性的锆合金被广泛应用于加压水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR)中。在迄今开发的锆合金中，最广泛地使用包含锡(Sn)、铁(Fe)、铬(Cr)和镍(Ni)的锆合金-2(包含1.20-1.70重量％的锡、0.07-0.20重量％的铁、0.05-1.15重量％的铬、0.03-0.08重量％的镍和900-1500ppm的氧，余量为锆)和锆合金-4(包含1.20-1.70重量％的锡、0.18-0.24重量％的铁、0.07-1.13重量％的铬、900-1500ppm的氧和至多0.007重量％的镍，余量为锆)。

然而，为了提高核反应堆的经济效应，近来采用高燃耗/延长周期的操作，其中延长核燃料的周期使核燃料的寿命周期成本得到降低。当核燃料的周期被延长时，核燃料与高温和高压水以及水蒸汽反应的周期得到了延长。由于这种原因，当采用锆合金-2和锆合金-4作为用于核燃料包壳的材料时，产生了由核燃料引起的腐蚀现象变严重的问题。

因此，迫切需要开发这样的材料：对高温和高压水及水蒸汽具有优异的耐腐蚀性，从而可以用于高燃耗/延长周期操作用的核燃料组件。因此，进行了许多集中在开发耐腐蚀性得到提高的锆合金的研究。在此，因为锆合金的耐腐蚀性受到添加元素的种类和量、加工条件、热处理条件等的极大影响，所以确定显示优异的耐腐蚀性的最佳条件是特别重要的。

对于涉及用于高燃耗/延长周期的操作的核燃料组件的大多数专利(在二十世纪八十年代中期后注册的)，锆合金主要包含铁，即使当铁以痕量加入时也可以提高耐腐蚀性。而且，在含铁的锆合金组合物中，通常的趋势是增加添加铁的量并且添加具有提高耐腐蚀性的作用的其它元素。即，用于高燃耗/延长周期的核燃料的锆合金基本上包含高浓度的铁，并且建立了它们的最佳制备方法，以使锆合金具有优异的性能。

美国专利5,648,995公开了一种用于制备锆合金的方法，该锆合金包含0.005-0.025重量％的铁、0.8-1.3重量％的铌、等于和小于0.16重量％的氧、等于和小于0.02重量％的碳、等于和小于0.012重量％的硅和余量的锆。该专利试图通过将铁含量限制在很低值的范围内以提高抗蠕变性。

美国专利5,112,573公开了一种用于制备锆合金的方法，该锆合金具有的铁含量比美国专利5,648,995的锆合金的铁含量更高，并且包含0.07-0.14重量％的铁、0.5-2.0重量％的铌、0.7-1.5重量％的锡、0.03-0.14重量％的镍或铬、等于和小于0.022重量％的碳以及余量的锆。

美国专利5,125,985和美国专利5,266,131涉及一种制备方法，在该方法中，组成与美国专利5,112,573的锆合金相同的锆合金在冷处理过程中，进行“后阶段”β淬火处理。这些专利尝试提高抗蠕变性和耐腐蚀性。

美国专利5,940,464公开了一种合金组合物及其制备方法，所述合金组合物具有比美国专利5,648,995的合金组合物的铁含量高约20倍的铁含量，并且包含0.02-0.4重量％的铁、0.8-1.8重量％的铌、0.2-0.6重量％的锡、30-180ppm的碳、10-120ppm的硅、600-1800ppm的氧和余量的锆。该专利尝试提高耐腐蚀性和抗蠕变性。

美国专利5,211,774公开了一种合金组合物及其制备方法，所述合金组合物包含0.2-0.5重量％的铁、0.8-1.2重量％的锡、0.1-0.4重量％的铬、0-0.6重量％的铌、50-200ppm的硅、900-1800ppm的氧和余量的锆。该专利尝试通过改变合金中的硅含量和方法的差异，以降低根据氢吸收的耐腐蚀性的变化。