[发明专利]压水式核反应堆的管状部件及制造所述部件的方法

说明书

本发明提供一种压水式核反应堆的管状部件，按重量计具有以下组成：0.8％≤Nb≤2.8％；痕量≤Sn≤0.65％；0.015％≤Fe≤0.40％；优选0.020％≤Fe≤0.35％；痕量≤C≤100ppm；600ppm≤O≤2300ppm；优选900ppm≤O≤1800ppm；5ppm≤S≤100ppm；优选8ppm≤S≤35ppm；痕量≤Cr+V+Mo+Cu≤0.35％；痕量≤Hf≤100ppm；F≤1ppm；余量为锆和制造杂质，并且具有在最终机械抛光后得到的粗糙度Ra不超过0.5μm的外表面，其特征在于，它具有小于或等于1的以绝对值计的粗糙度Rsk和小于或等于10的粗糙度Rku的外表面；以及一种获得所述部件的方法。

技术领域

本发明涉及用于压水式核反应堆的锆合金元件的制造领域，特别是用于核燃料组件中燃料棒的结构管和包壳管。

背景技术

各种锆合金——三级或四级(即，除Zr之外分别具有的两种或三种主要合金元件)——其成分可与特定的热机械处理和/或精加工方法相结合，使其形成的产品具有增强的耐腐蚀特性，提供给用户以制造压水式核反应堆部件。这些合金尤其用于核燃料组件中燃料芯块的结构部件(格栅、导管以及适用的仪表管)和包壳管，也称为护套。这些合金必须能够承受反应堆正常运行期间可能发生的各种形式的腐蚀，以及在事故条件下，特别是在冷却剂流失事故(Loss Of Coolant Accident，LOCA)的情况下，即在非常高的温度(高于900℃)和水蒸气气氛下，具有良好的耐腐蚀性。

众所周知，核燃料组件管的高表面粗糙度会降低其在反应堆中的耐腐蚀性。

例如，WO-A-2006/027436文件记载了：一种包壳管外表面的最终机械抛光步骤，其与锆合金成分结合使其粗糙度Ra小于或等于0.5μm，除了锆和制造中产生的杂质外，锆合金成分还含有0.8～2.8％的Nb、0.015-0.40％的Fe、600～2300ppm的O、5～100ppm的S以及可选的少量Sn、Cr或V；以及一种生产该管的方法，使得该管在高温下，特别是在发生LOCA时可能出现的温度下的耐腐蚀性得到改善。该文件还需要尽可能限制合金的Hf和F含量，最终机械抛光步骤允许从表面去除在氟化浴中酸洗产生的任何痕量的F，同时得到所需的粗糙度Ra。

例如，通过在温度为1000℃的水蒸气环境中对管的样品进行氧化测试，评估在发生LOCA情况时锆合金管的表现。例如2016年9月在增强安全和性能的LWR燃料会议(TopFuel2016)上发表的文章《AREVA NPCladding Benefits for Proposed U.S.NRC RIAand LOCA Requirements》中描述了这种测试。

腐蚀动力学，通过氧化导致的样品的质量增益来测量，最初是抛物线性质的。加速腐蚀和/或大量氢吸入(“氢化物裂解”)(通常吸氢量超过200ppm)，在一定的测试持续时间后会出现动力学的恶化(在本领域通常称为“脱离”)。

锆合金部件的氢化物裂解会降低其机械和微结构性能，并可能导致整体或部分变形或断裂，例如，由于开裂，随后在核燃料棒的包壳管的情况下出现局部爆裂。

从绝对意义上讲，根据文件WO-A-2006/027436建议的管在事故条件下具有良好的耐腐蚀性，其脱离发生在大约5000秒之后，而在更常用的合金的情况下大约是1800秒。

然而，如果能够更大程度地延迟脱离的发生，这代表发生事故时核反应堆安全的根本优势。

发明内容

本发明的目的是提出一种方法，其允许可靠地获得用于压水式反应堆核燃料组件的管，特别是在暴露于非常高的温度的事故条件(如LOCA)下，其具有与已知的合金，特别是M5合金相比更好的耐腐蚀和抗氢化物裂解能力。

为此，本发明涉及一种用于压水式核反应堆的管状部件，按重量计包括以下组成：

0.8％≤Nb≤2.8％；

痕量≤Sn≤0.65％；