[发明专利]用于燃料组件的锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管

说明书

本发明公开了一种用于燃料组件的锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管，锆合金包括以下质量百分比的成分：铌1.20％～1.40％、钒0.03％～0.07％、氧0.12％～0.15％，余量为锆。本发明的锆合金，具有优异的抗腐蚀性能，能够显著降低吸氢量，改善抗高温氧化淬火性能，相较于现有的Zr‑4合金具有更优良的耐腐蚀性能、更好的抗吸氢性能和更好的高温氧化淬火后抗脆化性能，适用于核电站反应堆燃料组件，作为燃料组件的包壳材料，提高燃料组件的服役性能和安全性。

技术领域

本发明涉及核燃料技术领域，尤其涉及一种用于燃料组件的锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管。

背景技术

锆合金材料由于中子吸收截面小且具有优异的耐腐蚀性能和力学性能，因而被普遍用作压水堆核电站核燃料组件包壳材料。核燃料组件用锆合金自上世纪50年代研发以来，形成了Zr-Sn、Zr-Sn-Nb和Zr-Nb三大体系。其中Zr-Sn体系中主要是早期的标准Zr-4合金、低锡Zr-4合金和优化Zr-4合金。随着核电技术发展，燃料组件燃耗提高，而Zr-4合金已不能满足高燃耗的使用要求。为了提高锆合金的性能，许多国家进行了锆合金的优化研究，在Zr-Sn的基础上衍生了Zr-Sn-Nb和Zr-Nb两大体系。Zr-Nb体系中主要有俄罗斯的E110合金、法国的M5合金、韩国的HANA合金等，相比于Zr-4合金，腐蚀和吸氢性能均有明显的改善，但M5合金在高Li浓度环境下耐腐蚀性能较差。Zr-Sn-Nb体系主要是俄罗斯的E635合金、美国的ZIRLO及优化ZIRLO合金等，相比于Zr-4合金，腐蚀和吸氢以及蠕变性能均有一定的改善，但ZIRLO合金的耐腐蚀和吸氢性能仍然存在提高的空间。

随着锆合金的发展，核工业界对锆合金在失水事故下包壳行为的关注越来越高。上世纪90年代后期，美国核管会开展了锆合金包壳事故工况下行为研究，结果显示锆合金在腐蚀过程中吸入的氢对包壳材料的脆性有很大影响，且吸氢量越大，对脆性的影响越大。那么，在新锆合金研发时需优化合金成分配比，降低其吸氢量，提高其在事故工况下的塑性。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种具有优异的抗腐蚀吸氢性能、抗高温氧化淬火后脆化性能的用于燃料组件的锆合金及其制作方法、用该锆合金制成的燃料组件的包壳管。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种用于燃料组件的锆合金，包括以下质量百分比的成分：铌1.20％～1.40％、钒0.03％～0.07％、氧0.12％～0.15％，余量为锆。

优选地，所述锆合金中，C≤100ppm，N≤45ppm。

本发明还提供一种上述的锆合金的制作方法，包括以下步骤：

S1、提供分别含有铌、钒和锆成分的原料，根据锆合金中各成分所占的质量百分比称取原料；

S2、将所述原料熔炼成铸锭；

S3、将所述铸锭锻造成坯料；

S4、将所述坯料进行β相淬火；

S5、将经过β相淬火后的坯料进行多道次冷轧，每道次冷轧之间进行中间退火；

S6、将经过多道次冷轧后的坯料进行完全再结晶退火，制得锆合金。

优选地，步骤S3中，所述锻造的温度为850℃-1100℃。

优选地，步骤S4中，所述β相淬火的温度为950℃-1100℃。

优选地，步骤S5中，将所述坯料进行至少4道次冷轧；所述中间退火的温度为550℃-600℃。

优选地，步骤S6中，将所述坯料在500℃-600℃下进行完全再结晶退火。

本发明还提供一种燃料组件的包壳管，采用以上任一项所述的锆合金制成。