[发明专利]核电站燃料包壳用锆铌铁系合金

说明书

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铁系合金，属于锆合金材料技术领域。该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.8%~1.2%Nb，0.1%～0.4%Fe，10µg/g~100µg/gS，0.01%～0.2%Cu，0.01%～0.3%Bi，0.01%～0.2%Ge，余量为Zr。合金元素优选范围为：0.9%~1.1%Nb，0.1%～0.3%Fe，0.03%～0.07%Cu，0.04%～0.07%Bi，0.03%～0.07%Ge，余量为Zr。本发明的锆合金在400℃/10.3 MPa过热蒸汽和360 ℃/18.6 MPa去离子水中表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr‑1Nb‑0.15Fe合金，且加工性好，可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堆芯结构材料。

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铁系合金，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，在其基础上添加少量合金元素制得的锆合金具有优异的核性能、适中的力学性能和在高温高压水和过热蒸汽中较好的耐腐蚀性能，因而被作为核燃料元件的包壳材料广泛应用在水冷堆核电站中，是压水堆核电站中非常重要的结构材料。为了进一步提高核燃料的燃耗，降低核电成本，就需要采取延长换料周期，提高冷却剂温度等措施，这就对锆合金包壳耐水侧腐蚀性能提出了更高的要求。

在已经得到工程应用的锆合金基础上添加其它合金元素是开发高性能锆合金的主要途径之一。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。其中Zr-Nb系合金中，M5合金（Zr-1.0Nb-0.16O）现用于法国AFA-3G核反应堆的包壳材料，然而，堆内结果发现，用M5合金作包壳的燃料组件发生弯曲。可见，Zr-1Nb合金还需得到进一步的改进。在Zr-1Nb合金基础上添加了不同含量的Sn和Fe，结果发现，添加0.1%Fe改善了Zr-1Nb合金的堆内、堆外的耐腐蚀性能。我们选用Zr-1Nb-015Fe为母合金，复合添加S/Ge、S/Bi、Cu/Bi、Cu/Bi/Fe和Cu/Bi/Ge,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，表征了复合添加上述合金元素的锆铌铁系合金在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铁系合金，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铁合金基础上复合添加S/Ge、S/Bi、Cu/Bi、Cu/Bi/Fe和Cu/Bi/Ge来实现的，其技术方案如下：

核电站燃料包壳用锆铌铁系合金，该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.8%~1.2%Nb，0.1%～0.4%Fe，10µg/g~100µg/gS，0.01%～0.2%Cu，0.01%～0.3%Bi，0.01%～0.2%Ge，余量为Zr。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铁系合金，以重量百分比计，0.9%~1.1%Nb，0.12%～0.35%Fe，30µg/g~70µg/gS，0.03%～0.15%Cu，0.04%～0.2%Bi，0.03%～0.1%Ge。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铁系合金，以重量百分比计，0.8%~1.2%Nb，0.1%～0.3%Fe，20µg/g~80 µg/gS，0.01%～0.09%Ge，余量为Zr。

所述的核电站燃料包壳用锆铌铁系合金，以重量百分比计，0.8%~1.2%Nb，0.1%～0.3%Fe，20µg/g~80 µg/gS，0.04%～0.2%Bi，余量为Zr。