[发明专利]核反应堆燃料包壳用锆合金

说明书

技术领域

本发明涉及一种核反应堆燃料包壳用锆合金，属于特种合金材料技术领域。

背景技术

锆合金是核反应堆中一种重要的堆芯结构材料，用作核燃料元件的包壳。为了降低核电的成本，要求进一步提高核燃料的燃耗，这样就需要延长核燃料组件在堆芯中停留的时间，这对包壳材料的耐腐蚀性能提出了更高的要求，因而推动了锆合金的发展，各国纷纷开展了高性能锆合金的研发工作。目前国际上开发的锆合金主要有Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb 三大系列。在这基础上添加了Fe、Cr、Ni、Cu等合金元素后，形成了已经应用的Zr-2、Zr-4、Zr-2.5Nb、E110、M5、ZIRLO、E635等锆合金，以及具有应用前景的N18、N36、HANA等锆合金。Zr-2和Zr-4是最早开发的合金，属Zr-Sn系，其中Zr-2是用于沸水堆的包壳材料，Zr-4是用于压水堆的包壳材料。当燃耗在33 GWd/tU以下时，常规Zr-4合金包壳可以满足要求；当燃耗提高到40～50 GWd/tU时，改进型Zr-4合金（包括优化热加工制度及采用低锡合金成分）包壳才能满足要求。然而，当燃耗达到60GWd/tU时，改进型Zr-4合金已不能满足要求，必须采用新的锆合金来制作包壳。美国西屋公司开发的ZIRLO合金在堆外360℃/18.6 MPa / 0.01 M LiOH水溶液中的耐腐蚀性能明显优于Zr-4合金（Sabol, G. P., Kilp, G. R., Balfour, M. G., et al., Development of a cladding alloy for higher burnup. Zirconium in the Nuclear Industry: Eighth International Symposium, ASTM STP 1023, 1989, pp. 227-244.）；然后将ZIRLO合金做成燃料元件在BR3试验堆中考验，在平均燃耗达到71G Wd/tU后，ZIRLO合金均匀腐蚀的氧化膜厚度比Zr-4合金的小50%，抗辐照生长和辐照蠕变也比Zr-4合金好，表现出了堆内非常优良的耐腐蚀性能（Sabol, G. P., Comstock, R. J., Weiner, R. A., et al, In-reactor corrosion performance of ZIRLO and Zircaloy-4. Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245, 1994, pp. 724-744.）。

已有的研究结果表明：在现已开发和应用的锆合金中，其成分的配比并不一定在最佳范围内，如在ZIRLO合金成分基础上将Sn含量降低到0.75%，还可以进一步提高锆合金的耐腐蚀性能（Yueh, H. K., Kesterson, R. L., Comstock, R. J., et al., Improved ZIRLO^TM cladding performance through chemistry and process modifications. Zirconium in the Nuclear Industry: Fourteenth International Symposium, ASTM STP 1467, 2004, pp. 330-346.）；在Zr-1.1Nb合金中添加0.05 wt%Cu后发展起来的HANA-6合金也具有非常优良的耐腐蚀性能 （Park, J. –Y., Choi, B. –K., Yoo, S. J., Jeong, Y. H., Corrosion behavior and oxide properties of Zr–1.1 wt%Nb–0.05 wt%Cu alloy, J. Nucl. Mater., 359 (2006) 59–68.）。因此，在现有锆合金的基础上优化合金成分的不同配比或/和添加其它种类合金元素还可开发出耐腐蚀性能更加优良的锆合金，以满足燃耗不断提高的需要。