[发明专利]一种核燃料包壳用锆合金

说明书

技术领域

本发明涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种能用作轻水核电厂核反应堆堆芯中的燃料棒包壳材料、格栅及结构件的耐腐蚀锆合金。

背景技术

锆的热中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能，因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役条件（辐照、高温、高压及复杂的应力）下，要发生蠕变和疲劳。蠕变性能是锆合金在水冷动力堆中工作时要考虑的重要问题之一，国内外对锆合金的蠕变进行了大量的研究。在上世纪60年代早期开发出的锆合金如Zr-4合金，其在反应堆工作温度下具有优异的机械强度、抗蠕变性、热传导性和低的中子吸收截面，并且广泛地使用至今。由于常规Zr-Sn系的Zr-4合金所能满足的核电站燃料的燃耗设计值通常为33GWd/tU，因此，为了满足高燃耗及长寿命堆芯的要求，一方面，从20世纪70年代以来许多国家都开展了改善Zr-4合金的腐蚀性研究，另一方面研究性能更好的新型锆合金，新型锆合金的开发倾向于减少或消除锡(Sn)的含量和加入铌(Nb)，其中最突出的成果是发展了低锡Zr-4合金，或称之为优化Zr-4合金，设计燃耗可达45GWd/tU。

美国西屋公司70年代开发了Zirlo?合金(Zr1.0%Nb1.0%Sn1.0%Fe)，1995年达到工业规模应用。该合金采用低温工艺随后β淬火处理生产的包壳管，显微结构含有细小分布均匀的第二相粒子。在反应堆运行下，Zirlo合金的耐水侧腐蚀性能、燃料棒辐照增长和抗蠕变性能均较常规Zr-4和低锡Zr-4优越，当燃耗达37.8GWd/tU时，Zirlo合金的腐蚀速率比常规Zr-4低67%，比低锡Zr-4低58%，辐照增长比常规Zr-4低60%。用Zirlo?合金制造的组件1992年达55GWd/tU，与标准组件比较，燃料循环费用下降13%～14%。

 70年代前苏联研制了E635合金(Zr1.3%Sn1.0%Nb0.35%Fe)。该合金的显微结构主要由α晶粒和第二相(分布密度(2～4)×1013)组成。组成粒子有三种型式：主要是密排六方结构Zr(Nb, Fe)₂相，还有四方晶格的(Zr,Nb)₂Fe相和正交晶系的(Zr,Nb)₃Fe相。在360℃，18.6 MPa含70ppm Li的水中，高压釜试验E635合金的耐蚀性明显优于Zr-4合金，也优于Zr1.0%Nb合金。在400℃，10.3 MPa水蒸汽中的耐蚀性能与Zirlo合金相当。E635合金做反应堆燃料元件包壳和VVER及RBMK堆芯组件，已有充分的堆内考验数据。

 M5? (Zr1.0%Nb0.125%O)是法国法杰玛公司开发的ZrNb合金，用做设计燃耗为(55～60)GWd/tU的AFA-3G燃料组件的包壳管。该合金的抗均匀腐蚀性能比优化Zr-4的平均值改善了2倍，在高燃耗下氧化速度小，数据分散性小，吸氢也比优化Zr-4少，燃料棒辐照增长比优化Zr-4低1倍。

申请号为01141590.8、公开日为1999.2.3的文献，由韩国原子力研究所申请的专利中涉及了一种具有优良耐蚀性和高强度的锆合金，锆合金的各组分含量以质量百分比计为：Nb：0.05～0.3％，Sn：0.8～1.6％，Fe：0.2～0.5％，Cr：0.05～0.25％，选自Mo，Cu、Mn中的一种元素，含量为0.05～0.2％，氧600～1400ppm，产品具有相当的耐蚀性能。

申请号为97110736.X、申请日为1997-04-16的文献，公开了一种抗蠕变及水和蒸汽腐蚀的锆合金及其制造方法和应用，包含8～100ppm的硫(优选为8～30ppm)和超过96%的锆的锆合金。

美国专利US4963323调整了常规Zr-4合金的合金组分，以改善合金的耐腐蚀性能，该专利减少Sn的含量，加入Nb以补偿由于Sn的减少而造成的强度损失，并保证氮含量低于60ppm。

美国专利US5017336在Zr-4合金成分基础上加入Nb、Ta、V和Mo，以改善合金的耐腐蚀性能。

综上所述，人们对核反应堆用锆合金材料的所追求的最终目标是不断提高锆合金的耐腐蚀性能以及抗中子辐照增长、辐照蠕变性能、抗吸氢性能等。为此，本发明研究合金组分配比，提出新的合金成分，开发具有更为优良耐蚀性能的锆合金。