[发明专利]一种核动力用锆合金

说明书

技术领域

本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核动力用锆合金材料。

背景技术

锆合金由于具有中子吸收截面低、优良的抗腐蚀性能和力学性能等优点而被广泛用作核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆内构件。在轻水反应堆的发展过程中，燃料设计对反应堆堆芯结构部件，如燃料元件包壳、格架、导向管等，提出了很高的要求，早期，这些部件通常由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，从而使得锆合金部件面临着更为苛刻的腐蚀环境，这些高要求促进了改善Zr-4合金的耐腐蚀性能的研究，推动了对具有更优良的耐腐蚀性能的新型锆合金的开发。

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。如在第十届锆合金国际研讨会上，GEORGE P. SABOL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 and Materials,Philadelphia,1994,pp.724-744），展示了ZIRLO比Zircaloy-4具有更好的堆内耐腐蚀性能。在第十一届锆合金国际研讨会上俄罗斯的Nikulina,A.V.报告了“用作VVER和RBMK堆芯燃料棒包壳和部件材料的E635锆合金”（“Zirconium Alloy E635as a Material for Fuel Rod Cladding and Other Components of VVER and RBMK Cores”,Zirconium in the Nuclear Industry:Eleventh International Symposium,ASTM STP1295,E.R.Bradley and G.P.Sabol,Eds.,American Society for Testing and Materials,Philadelphia,1996,pp.785-804），公布了E635的成分为Zr-1.0～1.4wt%Nb-0.9～1.1wt%Sn-0.3～0.5wt%Fe。该合金的堆外性能优于Zircaloy-4和E110合金。在第十二届锆合金国际研讨会上法国的Jean-Paul Mardon报告了“成分和制造工艺对M5合金堆内外性能的影响”（“Influence of Composition and Fabrication Process on Out-of-Pile and In-Pile Properties of M5 Alloy，Zirconium in the Nuclear Industry:Twelfth International Symposium,ASTM STP 1354,Sabol,G，P，Moan,G.D.,Eds.,American Society for Testing and Materials,West Conshohocken,2000,pp.505~524），公布了在高燃耗下（＞65GWd）耐腐蚀性能优于Zircaloy-4的M5合金（Zr-1Nb-O）。在第十六届锆合金国际研讨会上美国的A.M.Garde报告了“压水堆用先进锆合金”（“Advanced Zirconium Alloy for PWR Application,Zirconium in the Nuclear Industry:sixteenth International Symposium,ASTM STP1529,2010,pp.784~826），公布了堆内外性能优于ZIRLO合金的X5A合金（Zr-0.5Sn-0.3Nb-0.35Fe-0.25Cr）。