[发明专利]一种核反应堆堆芯用锆基合金

说明书

技术领域

本发明属于材料技术领域，特别是涉及一种可用做轻水和重水核电厂核反应堆堆芯中的燃料棒包壳材料、格栅及结构件的锆基合金。

背景技术

锆的热中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能，因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗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，包括对腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等，其中耐水侧腐蚀是问题的焦点。由于常规Zr-Sn系的Zr-4合金所能满足的核电站燃料的燃耗设计值通常为33GWd/TU，因此，为了满足高燃耗及长寿命推芯的要求，一方面，从20世纪70年代以来许多国家都开展了改善Zr-4合金的腐蚀性研究，另一方面研究性能更好的新型锆合金。众所周知，铌除了能用于改进耐蚀性和降低对氢的吸收，还能用于提高机械强度和蠕变性能。因此，最近开发的且已经成功用于商业核电站的核燃料包壳材料的新型锆合金其特征在于含有铌。

美国西屋公司70年代开发了Zirlo^TM合金(Zr1.0％Nb1.0％Sn1.0％Fe)，1995年达到工业规模应用。该合金采用低温工艺随后β淬火处理生产的包壳管，显微结构含有细小分布均匀的第2相粒子。在反应堆运行下，Zirlo合金的耐水侧腐蚀性能、燃料棒辐照增长和抗蠕变性能均较常规Zr4和低锡Zr4优越，当燃耗达37.8GWd/MTU时，Zirlo合金的腐蚀速率比常规Zr4低67％，比低锡Zr4低58％，辐照增长比常规Zr4低60％。用Zirlo^TM合金制造的组件1992年达55GWd/MTU，与标准组件比较，燃料循环费用下降13％～14％。

70年代前苏联研制了E635合金(Zr1.3％Sn1.0％Nb0.35％Fe)。该合金的显微结构主要由α晶粒和第二相(分布密度(2～4)×10¹³)组成。组成粒子有三种型式：主要是密排六方结构Zr(Nb，Fe)₂相，还有四方晶格的(Zr，Nb)₂Fe相和正交晶系的(Zr，Nb)₃Fe相。在360℃，18.6MPa含70ppm Li的水中，高压釜试验E635合金的耐蚀性明显优于Zr4合金，也优于Zr1.0％Nb合金。在400℃，10.3MPa水蒸汽中的耐蚀性能与Zirlo合金相当。E635合金做反应堆燃料元件包壳和VVER及RBMK堆芯组件，已有充分的堆内考验数据。

M5^TM(Zr1.0％Nb0.125％O)是法国法杰玛公司开发的ZrNb合金，用做设计燃耗为(55～60)GWd/MTU的AFA-3G燃料组件的包壳管。该合金的抗均匀腐蚀性能比优化Zr4的平均值改善了2倍，在高燃耗下氧化速度小，数据分散性小，吸氢也比优化Zr4少，燃料棒辐照增长比优化Zr4低1倍。

日本发展了NDA和MDA合金，均属ZrSnFeCrNb系合金。在360℃一回路冷却剂模拟条件(添加B，Li)的堆外腐蚀试验，腐蚀速率比Zr4低30％～40％，吸氢量也低，辐照增长也小。

韩国原子力研究所申请的专利CN1087037C中涉及了一种具有优良耐蚀性和高强度的锆合金，锆合金的各组分含量以质量百分比计为：Nb：0.3～0.6％，Sn：0.7～1.0％，选自Mo，Cu、Mn中的一种元素，含量为0.05～0.4％，氧600～1400ppm，其中还可添加Fe0.2～0.5％或Cr 0.05～0.25％，使产品具有相当的耐蚀性能。

授权专利CN1150562C中提及了一种锆基合金，除了不可避免的杂质外，还包括按重量计：Fe 0.02～1％，Nb 0.8～2.3％，低于2000ppm的Sn，低于2000ppm的O，低于100ppm的C，5～35ppm的S和Cr、V总和为0.01～0.25％，铌含量减去0.5％与铁含量加非必要添加的铬和/或钒成分的比率高于2.5。

美国专利US4963323调整了常规Zr-4合金的合金组分，以改善合金的耐腐蚀性能，该专利减少Sn的含量，加入Nb以补偿由于Sn的减少而造成的强度损失，并保证氮含量低于60ppm。合金的成分范围为：Sn 0.2～1.15％，Nb 0.05～0.5％，Fe 0.19～0.6％，Cr 0.07～0.4％和N小于60ppm。