[发明专利]锆合金及使用它制备核燃料包壳的方法

说明书

技术领域

本发明涉及通过减少合金元素的量而具有优异耐腐蚀性的核燃料包壳用的锆合金及使用它制备锆合金核燃料包壳的方法。

背景技术

作为用在核电厂中操作时发电的核燃料，使用了核燃料包壳用的锆合金。如今，诸如Zircaloy-4、Zircaloy-2、ZIRLO、M5等锆合金被用作核燃料包壳。然而，从20世纪60年代以来，在发电厂中常用作核燃料包壳的Zircaloy-4近年来被诸如ZIRLO、M5等新型合金替代。包括ZIRLO和M5在内的新型合金与常用的Zircaloy-4相比在正常操作的反应堆中具有良好的耐腐蚀性，并且有助于提高核燃料的性能。通过提高核燃料包壳的耐腐蚀性，核燃料可以安全地使用较长的时间，从而提高了核能发电的经济可行性。

可以通过随着制造方法一起适宜地组合各合金元素来实现作为正在开发的核燃料包壳的最重要性能的耐腐蚀性的提高。特别地，当与Zircaloy-4合金相比时，通过使用铌(Nb)作为锆合金的合金元素中的主要元素可以显著地提高核燃料包壳的耐腐蚀性。然而，含有铌的锆合金可能具有与Zircaloy-4合金相当不同的相变特性。因此，同时也必须根据合金元素的变化来开发制造技术。

下文公开了通过调整合金元素和控制热处理来提高锆合金的耐腐蚀性的技术。

美国专利No.6,125,161A公开了一种制备锆合金核燃料包壳的方法，该锆合金核燃料包壳含有0.2~1.7wt%的锡、0.18~0.6wt%的铁、0.07~0.4wt%的铬和0.05~1.0wt%的铌。

JP8067954A公开了一种制备锆合金核燃料包壳的方法，该锆合金核燃料包壳含有0.4~1.7wt%的锡、0.25~0.75wt%的铁、0.05~0.3wt%的铬、0~0.1wt%的镍和0~1.0wt%的铌。

美国专利No.4,649,023A公开了一种制备锆合金的方法，该锆合金含有0.5~2.0wt%的铌、0~1.5wt%的锡和0.25wt%的选自铁、铬、钼、钒、铜、镍和钨的至少一种元素。

美国专利No.5,844,959A公开了一种核燃料包壳用的锆合金，该锆合金含有0.5~3.25wt%的铌和0.3~1.8wt%的锡。

反应堆的操作条件已经被连续地改变到提高核能发电的经济可行性的方向。作为提高核能发电的经济可行性的操作条件，功率提高、负荷跟随、超高燃耗、超长周期操作等是已知的。在这些操作条件下，预计即使替代Zircaloy-4的近年来使用的新型合金包壳也难以长时间维持完整性。因此，开发在严酷操作条件下维持良好性能的包壳可能是在核能发电中提高经济可行性的重要因素。

此外，在包壳的必要性能中，在发生事故时的紧急条件下的安全性变得越来越重要。

当在由于诸如地震、海啸等自然灾害或人为危险的事故中核反应堆的冷却功能发生故障时，包壳可能暴露到高温下并可能被迅速氧化，从而产生具有爆炸风险的氢气。需要严防在发电厂中产生氢气爆炸，因为爆炸可能导致灾难，同时伴随放射性物质的泄漏。因此，核燃料包壳需要在高温下甚至当暴露于事故条件下时具有良好的抗氧化性。当核燃料包壳在高温下甚至在事故中具有良好的抗氧化性时，可以增加氢气爆炸前的管理时间，并且可以显著提高核能发电的安全性。然而，到目前为止，对核燃料包壳进行的开发主要是为了提高在正常操作下的经济可行性，远没有考虑在事故条件中的安全性。因此，迫切需要在事故条件中确认安全性的准备。

因此，本发明人研究了锆合金核燃料包壳，通过其可以提高核能发电的经济可行性，还可以改善在事故条件中的安全性，并开发了通过减少合金元素的量提高耐腐蚀性而在反应堆的正常操作条件下以及在事故条件下都具有良好抗氧化性的锆合金。

发明内容

本发明的一个目的是提供一种通过减少合金元素的量而具有良好耐腐蚀性的核燃料包壳用的锆合金及使用它制备锆合金核燃料包壳的方法。

为了实现上述目的，本发明提供了一种核燃料包壳用的锆合金，所述锆合金含有0.2~0.5wt%的铌(Nb)；0.2~0.6wt%的铁(Fe)；0.3~0.5wt%的铬(Cr)；0.1~0.15wt%的氧(O)；0.008~0.012wt%的硅(Si)和余量的锆(Zr)，

其中，铌、铁和铬的总量为1.1~1.2wt%。

本发明还提供了一种制备锆合金核燃料包壳的方法，包括：

通过真空电弧重熔锆合金制造锭，然后冷却(步骤1)；

锻造在步骤1中制造的锭(步骤2)；

固溶热处理锻造的锭并冷却(步骤3)；