[发明专利]用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金

说明书

技术领域

本发明涉及锆合金材料，具体涉及一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金。

背景技术

在轻水反应堆如沸水堆和压水堆的发展过程中，燃料设计对反应堆堆芯结构部件提出了很高的要求，如燃料元件包壳、格架、导向管等，这些部件通常用Zr-2和Zr-4合金制成。高燃料燃耗的设计，要求延长这些部件在堆内的停留时间和提高冷却剂温度，这对锆合金部件产生了潜在的腐蚀和吸氢问题。

锆合金在轻水反应堆环境中会发生锆水反应，在锆合金部件表面形成ZrO₂膜。在氧化的早期阶段形成致密的黑色氧化膜，具有保护性，氧化膜具有单斜、四方、立方多相结构。随着氧化的进行，氧化速率会发生转折，转折后氧化膜外层不断出现空洞或裂纹而失去保护性，而基体与氧化膜界面上会不断生长新的致密氧化层。因此锆合金的腐蚀特征就是基体与氧化膜界面上氧化层的生长和表面氧化层的转折的反复过程，这一过程最终生成较厚的无保护性的多孔氧化物外层。而且，在沸水环境中还会出现疖状腐蚀，从而限制了锆合金包壳使用寿命。

由于压水反应堆冷却剂中含有调整pH值的氢氧化锂，以及含有控制初始反应性的硼酸，B¹⁰经过(n，α)反应分解产生的锂的存在加速了锆合金的腐蚀，所以需要考虑到局部区域出现高锂浓度的极端条件下而导致锆合金部件腐蚀的加速问题。

尽管通过研究改进的Zr-4合金对耐腐蚀性能有所改善，但核电反应堆发展的要求更高的燃耗、更长的换料周期、更高的冷却剂温度、冷却剂中更高的锂浓度，堆芯内更长的停留时间，这些高要求增加了锆合金部件的腐蚀负荷。

针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了新型锆合金的研究。在第八届锆合金国际研讨会上美国西屋公司的GEORGE P.SABOL报告了“高燃耗包壳合金的发展”(“Development of a Cladding Alloy for HighBurnup”，Zirconium in the Nuclear Industry：Eighth International Symposium，ASTM STP 1023，L.F.P.Van Swan and C，M，Eucken，Eds.，American Society forTesting and Materials，Philadelphia，1989，227-244)，公布了称之为ZIRLO的Zr-Nb-Sn-Fe合金的研究结果，其名义成分为Zr-1.0wt％Nb-1.0wt％Sn-0.1wt％Fe。该合金改善了耐腐蚀性能。在第十届锆合金国际研讨会上GEORGE P.SABOL再次报告了“ZIRLO和Zr-4合金的堆内腐蚀行为”(“In-Reactor Corrosion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4”，Zirconium in the Nuclear Industry：Tenth International Symposium，ASTM STP1245，A.M.Garde and E.R.Bradley，Eds.，American Society for Testing andMaterials，Philadelphia，1994，724-744)，展示了ZIRLO比Zircaloy-4具有更好的堆内耐腐蚀性能和抗吸氢和抗蠕变性能。美国西屋公司的发明专利(CN1404532)规定了一种用在核燃料覆层中的耐腐蚀性锆基合金，是由低锡含量的锆合金制成的，低锡含量的锆合金基本上由下述重量百分比的元素组成：0.60-2.0的Nb；当Sn为0.25时，Fe为0.50；当Sn为0.40时，Fe为0.35-0.50；当Sn为0.50时，Fe为0.25-0.50；当Sn为0.70时，Fe为0.05-0.50；当Sn为1.0时，Fe为0.05-0.50；其中，Fe和Sn的重量百分数之和大于0.75，其它另外的组成元素不超过0.50，余量为Zr。