[发明专利]含有钨和镍的锆合金

说明书

发明背景

本发明涉及用于轻水核反应堆(LWR)芯结构部件和燃料包壳的合金。更具体地，本发明涉及具有优异耐蚀性、机械性能和辐射后低的吸氢量的这种用途的锆合金。再具体地，本发明涉及含锡、铁、铬、钨和镍的锆合金，通过将其合金成分控制在特定范围内而使该合金具有改善的耐蚀性和辐射后的性能。

现有技术描述

锆合金用于核反应堆的燃料装配结构部件，例如用于燃料棒包壳、导管或套管、栅棒、仪表管等等，这是因为该合金具有低的中子有效截面、良好的抗高压/高温蒸汽和水的腐蚀性、良好的机械强度以及可加工性。锆合金，特别是公知的锆锡合金(Zircaloy)-2和锆锡合金-4那些，已经用于轻水反应堆(LWR)芯，因为它们具有相当小的对热中子的俘获有效截面。在US 4,649,023中提出，在这些锆合金中加入0.5-2.0重量％铌和高至0.25重量％第三种合金化元素，目的是为了改进该合金在反应堆芯应用中的耐蚀性，这是得到均匀分布的小于约800埃的细沉淀物的显微组织的部分措施。该第三种合金化元素例如是铁、铬、钼、钒、铜、镍和钨。

在US 4,675,153和US 4,664,831中，通过使用包括“锆-2.5w/％铌”的锆基合金，获得了芯块-包壳相互反应(PCI)抗性。后一专利中称作“含约1.0-3.0w/％Nb的Zr-Nb合金”在这些专利中，含氧量“低于所述合金的约350ppm”。

US 4,648,912指出，通过用激光来快速扫描α锆合金体的表面，可改善该合金体的高温耐蚀性。所处理的合金包括锆-铌合金。

在授予本申请发明人的US 4,879,093中，公开了一种改进了辐射后韧性的锆合金。该合金具有稳定的显微组织，这可最小地造成合金韧性的损失，而合金的韧性是抗裂变气体释放以及安全处理废燃料所必需的。该合金在加压水反应堆(PWRs)和沸水反应堆(BWRs)两种情况下均保持合适的耐蚀性，这是因为它具有最佳的金属间沉淀物的平均颗粒尺寸。US 4,879,093中的合金是基于α相Zr-Sn-Nb或α相Zr-Sn-Mo合金，其特征列于表1中，该合金如果含有Nb，其测得的含量在高至0.6重量％范围内，如果含有Mo，则其测得的含量在高至0.1重量％范围内。该Zr-Sn体系公知为锆锡合金，并且，典型地，例如锆锡合金-4还含有0.18-0.24重量％Fe、0.07-0.13重量％Cr、1000-1600ppm O、1.2-1.7重量％Sn及余量Zr。

US 4,992,240公开了另一种锆合金，该合金含有0.4-1.2重量％Sn、0.2-0.4重量％Fe、0.1-0.6重量％Cr、不大于0.5重量％Nb、及平衡量的Zr，其中Sn、Fe和Cr的总量在0.9-1.5重量％范围内，依据该US 4,992,240专利的图4，氧含量为约1770ppm-1840ppm。显然铌是任选的，并且没有说明硅。

US 3,303,025公开了含有0.25-1.5％钨及同时含有铜(0.5-1.5％)和铌(0.2-3.0％)的锆合金。该四元合金在500℃和700℃高温蒸汽的短时(高至2000小时)试验中具有优于锆锡合金-4的耐蚀性。然而，在280℃湿蒸汽中，该四元合金具有低于锆锡合金-4的耐蚀性。

UKAEA(1)的研究指出，α退火的Zr-0.3％W合金在600℃、101325Pa蒸汽中的2天腐蚀试验后具有明显优于锆锡合金-2的耐蚀性。该腐蚀试验后，该含0.3％W的锆合金增重为119±8mg/dm²，而锆锡合金-2增重为439±14mg/dm²。

在核工业中目前的趋势是使用较高的冷却剂温度以增加热效率，以及使用较高的燃料放热燃耗以增加燃料利用率。较高的冷却剂温度和放热燃耗倾向于增加反应堆内的腐蚀以及锆合金的吸氢量。高水平的中子注量和同时造成的高水平吸氢量会降低锆合金的韧性。为了能满足这些所需的严酷条件，因此需要改进锆合金的耐蚀性、减少吸氢量以及改进辐射后韧性。

因此，在该领域中一直存在的问题是研制具有优异的辐射后韧性、良好耐蚀性(特别是不依赖于其加工过程的耐蚀性)、减少的合金吸氢量、以及显著的固溶合金强度的锆合金。

另一个在该领域中一直普遍存在的问题是改进用于核反应堆中燃料装配结构部件的锆合金的耐蚀性和辐射后的韧性。目前对于为上目的而研制的锆合金都集中在Zr-Sn-Nb合金上。

优选实施方案的描述

因此，本发明的目的是提供一种具有改善耐蚀性的锆合金。

本发明的另一目的是提供一种具有改善辐射后机械性能的锆合金。