[发明专利]核电站燃料包壳用含钯的锆合金

说明书

技术领域

本发明涉及一种压水堆核电站燃料包壳用含钯的锆合金，属于锆合金材料技术领域。

背景技术

锆合金由于其热中子吸收截面小，并具有优异的耐高温水腐蚀性能、良好的综合力学性能和理想的热导率，被用作核电站水冷动力堆核燃料元件的包壳材料和堆芯的其它结构材料。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗延长换料周期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性能提出了更高的要求，包括耐腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等，其中，提高锆合金水侧耐腐蚀性能是关键。

目前工程上应用和发展的新型锆合金主要有Zr-Sn系、Zr-Sn-Nb系和Zr-Nb系三大锆合金系列。由于Zr-4合金已经不能满足高燃耗燃料组件和延长换料周期的要求，因此，许多国家进行了改善Zr-4合金的耐腐蚀性能研究。对Zr-Nb系，在Zr-1%Nb合金中添加O、Cu、S等元素后开发了M5、HANA-6、E110等新型锆合金。由法国法马通公司研发的的M5合金用作设计燃耗为(55-60)GWd/MTU的AFM-3G燃料组件的包壳管，在高燃耗下腐蚀速率小，吸氢比改进Zr-4少，辐照增长比改进Zr-4低，该合金的耐均匀腐蚀性能优于改进Zr-4合金。

由美国西屋公司开发的ZIRLO合金（Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.1Fe）兼顾了Zr-Sn和Zr-Nb两种合金的优点。用ZIRLO合金作包壳的燃料组件，在北安娜（North Anna）1号堆内运行，测定了燃耗为37.8 GW·d/tU和45.8 GW·d/tU两个组件燃料棒上的氧化层厚度，结果显示，无论在较低燃耗，还是在较高燃耗，ZIRLO合金包壳的氧化层厚度均比Zr-4合金的氧化层薄得多。ZIRLO合金的力学性能与Zr-4合金基本相同，但在堆内运行条件下，燃料包壳辐照增长和蠕变比Zr-4合金小，辐照增长比Zr-4合金小40%～60%，辐照蠕变比Zr-4合金低20%。

在新锆合金的研发中，通常先通过堆外高压釜腐蚀试验筛选出耐腐蚀性能优良的合金，然后再做成燃料棒放在试验堆内进行辐照考验，了解其在堆内的腐蚀行为。由于压水堆核电站运行时在一回路水中添加了H₃BO₃，用¹⁰B作为可燃毒物来控制和调节过剩的核反应性，为了减少一回路中各种钢构件腐蚀产物的释放及放射性物质的迁移，降低工作人员受辐射剂量水平，需要采用弱碱性水（pH 7.1～7.2）。为此，一回路水中在添加H₃BO₃的同时，又要用添加LiOH来调节pH值。国外在研究新锆合金的腐蚀行为时也发现：由于合金成分的变化，用堆外高压釜400℃过热蒸汽中的实验已不能判断新锆合金在压水堆（PWR）中的耐腐蚀性能，而在加入LiOH的高温高压水中的试验结果更能代表在PWR中的腐蚀行为。

发明内容

本发明的目的是提供一种耐腐蚀性能优良且加工性能好的核电站燃料包壳用含钯的锆合金，该锆合金能够在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、格架等结构材料。

本发明的目的是通过添加合金元素Pd来实现的，其技术方案如下：

一种核电站燃料包壳用含钯的锆合金，该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.5%～1.5%Sn，0.05%～0.4%Fe，0.05%～0.3%Cr，0.01%～0.5%Pd，余量为Zr。

上述核电站燃料包壳用含钯的锆合金，以重量百分比计，0.7%～1.5%Sn，0.2%～0.4%Fe，0.05%～0.15%Cr，0.03%～0.3%Pd，余量为Zr。

上述核电站燃料包壳用含钯的锆合金，其Pd含量以重量百分比计优选范围为：0.05%～0.2% Pd。

本发明的效果：本发明提供的应用实例表明，合金在360℃/18.6 MPa/0.01 M LiOH水溶液中腐蚀时，表现出非常优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr-4合金，360℃/LiOH水溶液中腐蚀130天时，本发明锆合金的腐蚀增重为61mg.dm^-2，而Zr-4合金的腐蚀增重就已高达203 mg.dm^-2；本发明的锆合金继续腐蚀到310天时，腐蚀增重也只有156mg.dm^-2。另外，本发明的合金成分中只添加少量的Pd元素就能明显提高锆合金在360℃/LiOH水溶液中的耐腐蚀性能，并具有良好的加工性能。

附图说明