[发明专利]一种核反应堆包壳材料用低锡锆合金

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，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。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种锡含量更低的核反应堆包壳材料用低锡锆合金，其具有优良的抗腐蚀性和良好的力学性能。

为解决以上技术问题，本发明采用的技术方案是：

一种核反应堆包壳材料用低锡锆合金，以所述低锡锆合金的总重量为基准，所述低锡锆合金由如下组分组成：Nb 0.1%～0.4%、Sn 0.2%～0.5%、Fe 0.35%～0.5%、Cr 0.15%～0.30%、Cu 0.1%～0.2%、O 600~1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，低锡锆合金中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1. 7:1。

优选地，核反应堆包壳材料用低锡锆合金，按重量份计，组成为：Nb 0.3%、Sn 0.5%、Fe 0.35%、Cr 0.25%、Cu 0.1%、O 600~1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

上述合金配方中，C和N为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，上述合金配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本发明锆合金造成不利影响。

本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明是对低锡Zr-4合金的优化设计，通过对原有合金配方进行调整，使得在Sn含量大幅降低时，仍然具有低锡Zr-4合金所具备的各项性能例如优异的抗腐蚀性能，满足核反应堆包壳材料应用要求。

具体实施方式

下面结合具体的实施例对本发明做进一步说明，但本发明不限于以下实施例：

用核级海绵锆（Zr含量大于97%）、Nb、Sn、Fe、Cu、Cr元素以中间合金的形式按质量百分比配料并采用真空电弧炉进行多次熔炼制成合金锭；对铸锭取样进行化学成分分析，合金成分见表1。铸锭经过锻造、热轧、冷轧、退火等工序制得相应成分的锆合金板材，并制备成腐蚀样品进行高压釜腐性能测试。

对本发明的实施例1-8的八种锆合金板材和已有的低锡Zr-4锆合金板材进行腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀条件为400℃、10.3MPa去离子水蒸汽和427℃水蒸汽。表1给出了根据本发明的实施例1-8的低锡锆合金的成分配比及它们各自在上述腐蚀条件下的腐蚀速率及相对腐蚀速率。作为对比，低锡Zr-4合金的相同试验条件的试验数据也同样在表1中列出。

表1 实施例1-8和低锡Zr-4合金的锆合金组成及耐腐蚀性能

从表1的数据可以看出，本发明低锡锆合金在427℃蒸汽中腐蚀速率小于0.95 mg/(dm² *d)，在400℃蒸汽中腐蚀速率小于0.65 mg/(dm² *d)，抗腐蚀性均显著优于低锡Zr-4合金。此外，本发明低锡锆合金还显示了优异的焊接特性等力学性能，满足电站对包壳材料腐蚀性能的要求。

上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。