[发明专利]核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金

说明书

技术领域

本发明涉及一种用作压水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料锆铌铜铋合金，属于锆合金材料技术领域。

背景技术

锆的热中子吸收截面小，而且添加少量合金元素制成的锆合金具有良好的耐高温水腐蚀性能、良好的综合力学性能和较高的导热性能，是目前压水堆燃料元件唯一使用的包壳材料，是反应堆运行时的第一道安全屏障。为了降低核电的成本，需要提高核燃料的燃耗，这样必然要延长核燃料组件的换料周期。燃料组件在反应堆堆芯中需要运行更长的时间，因而对燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求。核燃料元件在反应堆堆芯中工作时，受到的中子辐照、高温高压水的腐蚀和冲刷、氢脆、蠕变、疲劳及辐照损伤等是导致锆合金包壳发生失效的主要原因，其中锆合金包壳的耐水侧腐蚀性能是影响燃料元件使用寿命最主要因素。

合金化是开发高性能锆合金的有效途径，但由于压水堆中的燃料元件包壳材料需要具有低的热中子吸收截面，因而锆合金中能够添加合金元素的种类和含量都非常有限。目前国际上开发的锆合金主要有Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb三大系列。在这三大体系锆合金中通过添加Fe、Cr、Ni、Cu等合金元素后，形成了已经应用的Zr-2、Zr-4、Zr-2.5Nb、E110、M5、ZIRLO、E635等锆合金，以及具有应用前景的N18、N36和HANA等锆合金。对Zr-Nb系，在Zr-1Nb合金中添加O、Cu、S等元素后开发了M5、HANA-6、E110等新型锆合金。由法国法马通公司研发的M5合金（Zr-1.0Nb-0.16O）用作设计燃耗为(55-60)GWd/MTU的AFM-3G燃料组件的包壳管，在高燃耗下腐蚀速率小，吸氢比改进Zr-4少，辐照增长比改进Zr-4低，该合金的耐均匀腐蚀性能比改进Zr-4提高。M5合金的抗燃料芯块-包壳相互作用(PCI)性能好，对347 ℃含硼锂水溶液的耐蚀性能也好，这也是目前我国大亚湾核电站所使用的包壳管材料。Zr-1Nb作为一种商用锆合金，复合添加不同含量Bi和Cu对其显微组织和耐腐蚀性能的影响尚未报道。本发明用静态高压釜进行腐蚀实验，表征了锆铌铜铋合金在400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽和360 ℃/18.6 MPa去离子水中的耐腐蚀性能。

发明内容

本发明的目的是提供一种耐腐蚀性能优良且加工性能好的核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，该锆合金能够在核电站压水堆中用作燃料元件包壳以及定位格架条带等结构材料。

本发明的目的是通过在核电站燃料包壳用锆铌合金基础上添加合金元素铜（Cu）和铋（Bi）来实现的，其技术方案如下：

核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.7%~1.2%Nb，0.05%～0.6%Cu，0.05%～1.0%Bi，余量为Zr。

所述的核电站燃料包壳锆铌铜铋合金，以重量百分比计，0.8%～1.2%Nb，0.05%～0.5%Cu，0.05%～0.6%Bi。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，以重量百分比计，0.8%～1.2%Nb，0.1%～0.4%Cu，0.1%～0.4%Bi。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，以重量百分比计，0.8%～1.1%Nb，0.05%～0.2%Cu，0.31%～0.8%Bi。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，以重量百分比计，0.8%～1.1%Nb，0.21%～0.6%Cu，0.05%～0.3%Bi。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，以重量百分比计，0.9%～1.1%Nb，0.05%～0.2%Cu，0.35%～0.8%Bi。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金，以重量百分比计，0.9%～1.1%Nb，0.32%～0.6%Cu，0.05%～0.3%Bi。

本发明锆铌铜铋合金含有核级海绵锆中所含有的其他杂质元素。Bi的热中子吸收截面为0.082靶恩，比Fe（2.6靶恩）、Cu（3.8靶恩）都较低。