[发明专利]一种核反应堆用锆基合金

说明书

技术领域

本发明属于材料技术领域，特别是涉及一种用来制作核反应堆燃料包壳管、定位格架、端塞以及其它结构材料的核反应堆用锆基合金。

背景技术

锆基合金具有热中子吸收截面小及优异的抗蠕变、抗辐照生长、耐腐蚀性能及合适的机械性能，是目前最适宜用于核反应堆苛刻工况条件下的材料之一，常被用作反应堆结构材料。

目前最成熟、应用最广的是被称为Zr-2、Zr-4合金的锆基合金，但随着核燃料组件向长寿期、高燃耗方向的发展，要求作为反应堆结构材料的锆基合金必须具有更好的耐蚀、抗蠕变、抗辐照生长等综合性能，在这一点上Zr-2、Zr-4合金已不能满足要求。

近二十年来，压水堆(PWRS)用锆合金的研究趋势是对已有材料(如Zr-2，Zr-4，Zr-1Nb)的不断改进和进行高性能新锆合金的研究，国内外对新锆合金的研究和开发十分重视，其总体思路是在Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系合金的基础上进行合金成分含量的调整以及添加其他合金元素，或者二者同时进行以达到提高合金整体性能的目的。

目前，压水反应堆用锆合金已发展至第三代。美国、法国、俄罗斯、德国、韩国以及中国都相继开发出了具有自主知识产权的第三代合金，这些合金的堆内、外性能明显优于Zr-4合金，某些性能(如抗吸氢、抗蠕变等)成倍或几倍地提高。上述合金有些已完成了所有堆外冷态和堆内热态试验，并进入实用化阶段，能满足60GWd/tU甚至更高燃耗组件的要求，并且可大大地延长换料周期。

在美国专利NO.5,112,573和5,230,758中公开了一种锆合金，这种合金包括了(重量比)0.5-2.0％Nb，0.7-1.5％Sn，0.07-0.14％Fe，0.03-0.14％的Ni和Cr中的至少一种元素，以及高至220ppm的C，其中Ni和Cr的总量至少为0.12％，合金的耐蚀性能得到了一定的改善。但该合金的抗蠕变性能没能得到根本性的改善。

美国专利No.5,080,861公开了一种用于改善核电厂反应堆堆芯材料耐腐蚀性能的锆合金，该专利合金中含有0.6％的Nb，0.2％的Sb，0.5-1.0％的Sn，0.8-0.24％的Fe，0.07-0.13％的Cr，900-2000ppm的O，少于70ppm的Ni以及少于200ppm的C。但该合金的抗高压蒸汽腐蚀性能和Zr-4合金相比提高的幅度不大。

发明内容

本发明的目的是为了克服现有技术的不足，提供一种在高温高压水和蒸汽中均具有优异的抗腐蚀性能、抗高温蠕变性能以及适宜的拉伸性能的核反应堆用锆基合金。

为解决上述技术问题，本发明采用的技术方案是：一种核反应堆用锆基合金，其特征在于该合金成分含量按重量百分比计为：Sn 0.6-1.4％，Nb 0.15-1.2％，Fe 0.1-0.5％，Cr 0.02-0.1％，Cu 0.004-0.05％，S 10-25ppm，O 700-1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。

本发明第一优选技术方案是：一种核反应堆用锆基合金，其特征在于该合金成分含量按重量百分比计为：Sn 0.6-1.4％，Nb 0.15-1.2％，Fe0.1-0.5％，Cr 0.02-0.1％，Cu 0.004-0.05％，S 10-25ppm，O 700-1400ppm，余量为Zr及其它不可避免的杂质，其中，所述Nb、Fe元素含量的总和不大于1.5％。

本发明第二优选技术方案是：一种核反应堆用锆基合金，其特征在于该合金成分含量按重量百分比计为：Sn 0.6-1.4％，Nb 0.15-1.2％，Fe0.1-0.5％，Cr 0.02-0.1％，Cu 0.004-0.05％，S 10-25ppm，O 700-1400ppm，余量为Zr及其它不可避免的杂质，其中，所述Nb、Fe元素含量的总和不大于1.5％，所述Cu、S元素含量的总和不小于50ppm。

本发明第三优选技术方案是：一种核反应堆用锆基合金，其特征在于该合金成分含量按重量百分比计为：Sn 0.6-1.4％，Nb 0.15-1.2％，Fe0.1-0.5％，Cr 0.02-0.1％，Cu 0.004-0.05％，S 10-25ppm，O 700-1400ppm，余量为Zr及其它不可避免的杂质，其中，所述Nb、Fe元素含量的总和不大于1.5％，所述Cu、S元素含量的总和不小于50ppm，所述Cu、O元素含量的总和不大于1700ppm。