[发明专利]核电站燃料包壳用含铋锆合金

说明书

技术领域

本发明涉及一种能用作轻水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料的Zr-Nb-Bi-Fe锆合金，属于锆合金材料技术领域。 

背景技术

锆合金因具有热中子吸收截面小，与二氧化铀的相容性好，以及力学性能和耐高温高压水腐蚀的性能优良等优点，而被广泛用作水冷反应堆堆芯的燃料棒包壳材料和燃料组件中的结构材料。目前，为了加深核燃料的燃耗，延长换料周期，进一步降低核电成本，需要开发高燃耗的燃料组件，对锆合金的性能提出了更高的要求，提高锆合金的耐水侧腐蚀性能是关键。 

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。Zr-Sn系中的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，许多国家进行了优化Zr-4合金的成分以提高耐腐蚀性能的研究。对Zr-Nb系，在E110（Zr-1Nb）合金中添加O、S和Cu等元素后开发了M5和HANA-6 等新型锆合金。由法国法马通公司研发的M5合金（Zr-1.0Nb-0.125~0.135O）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，吸氢比改进型Zr-4少，辐照增长比改进型Zr-4低，该合金的耐均匀腐蚀性能比改进型Zr-4好。M5 合金的抗燃料芯块-包壳相互作用( PCI ) 性能好，这也是目前我国大亚湾核电站所使用的包壳管材料。 

根据Wagner氧化膜成长理论和Hauffe原子价规律，如果在锆中加入同族或第ⅤB、ⅥB、Ⅷ族元素，当它们进入氧化膜时，将增加膜内的电子浓度，减少膜中阴离子空位，从而能抑制氧离子扩散，降低腐蚀速率。铌（Nb）元素是锆中一种β相稳定元素，研究表明，锆中添加0.15%～1.2%Nb能明显改善合金的耐腐蚀性能，同时降低吸氢量。在冶炼与后续加工过程中，不可避免的有少量氧（O）会进入锆合金，而O对α-β转变温度影响很大，随着O含量的增加，α-β转变温度升高，O是α相稳定元素，少量O在基体中减小锆合金的应力梯度，因此可以改善锆合金的耐蚀性能。Bi的热中子吸收截面为0.082靶，比基体Zr (0.18靶)还低，符合包壳材料热中子吸收截面小的要求，Bi在α-Zr中的溶解度较大，最大可达到9%（质量分数），580 ℃时约为6%；且满足Wagner提出的空位扩散理论的元素，所以选择了Bi作为锆的合金化元素。 

为了更好地适应我国核电发展的形势，在现有锆合金基础上调整合金元素的不同配比或添加其它种类合金元素来提高锆合金的耐腐蚀性能，开发出具有我国自主知识产权的锆合金材料，对摆脱核用锆合金包壳材料完全依赖进口的局面具有深远的意义。 

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Zr-Nb-Bi-Fe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以及定位格架条带等结构材料。 

本发明的目的是通过在核电站燃料包壳用锆合金基础上添加合金元素Bi和少量Fe来实现的，其技术方案如下： 

核电站燃料包壳用Zr-Nb-Bi-Fe锆合金，其特征在于该锆合金的化学组成：以重量百分比计，Nb：0.7%~1.5%，Bi：0.02%~0.6%，Fe：0.03%~0.1%，Si：0.005%~0.015%，O：0.08%~0.16%，Zr：余量。

上述核电站燃料包壳用Zr-Nb-Bi-Fe锆合金，其合金元素以重量百分比计优选范围为： Nb：0.8%~1.3%，Bi：0.05%~0.5%，Fe：0.05%-0.09%，Si：0.008% ~0.012%，O：0.08%~0.16%，Zr：余量。 

上述Zr-Nb-Bi-Fe锆合金，其合金元素以重量百分比计优选范围为：Nb：0.9%~1.1%，Bi：0.1%~0.3%，Fe：0.05%~0.09%，Si：0.008% ~0.012%，O：0.09%~0.15%，Zr：余量。