[发明专利]一种耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金

说明书

本发明公开了一种耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金，首先基于团簇加链接原子模型进行锆钆合金成分设计，将bcc‑Zr相简化为团簇式[Zr‑Zr₁₄]Zr，将hcp‑Zr相简化为团簇式[Zr‑Zr₁₂]Zr₃，获得双团簇模型，然后设计将Gd固溶到hcp‑Zr相中，得到锆钆合金的基础成分式，在此基础上依次增加Zr原子的含量，继续设计得到锆钆合金的调整成分式，再依次经配料、熔炼和加工成型，得到耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金。本发明提高了锆钆合金的设计效率，减少了不必要的实验试错过程，避免了时间和资源浪费，获得具有优异耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金，简化了锆钆合金的制备工艺。

技术领域

本发明属于合金设计和核材料技术领域，具体涉及一种耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金。

背景技术

核化工安全的重要性不言而喻，其中乏燃料后处理设备面临腐蚀以及中子辐射等问题一直是困扰关键设备设计的难题。中子对设备和操作人员均会产生巨大危害。采用具有中子吸收性能的超耐蚀合金材料制造相关设备和仪器成为缓解和保障核化工安全的一种可靠的解决方案，保证了相关设备在高温、高放、沸腾硝酸具有高运行可靠性。国际上后处理设备用的材料，俄罗斯、英国、德国等国家采用不锈钢，美国和日本采用钛合金，法国采用优化后的锆合金，我国现行为耐蚀钛合金。而中法联合大型商业后处理-再循环工厂项目设计后处理能力为800吨/年，拟采用法国方案（某型号锆合金）。此外，乏燃料干法贮存容器、乏燃料运输容器、溶解器、蒸发器等设备的研制，对中子吸收材料需求量也非常大。

目前，乏燃料后处理用锆合金研究主要集中在工业纯锆（Zr-702）以及Zr-704、Zr-705、Zr-2、Zr-4等，此类合金是经过验证的优异的耐硝酸腐蚀材料，均具有惊人的耐腐蚀性能，腐蚀速率低于0.00125mm/年，耐蚀性的来源是锆合金表面生成超耐蚀的ZrO₂薄膜，在动态的核废料撞击、磨损、刮划锆合金容器时，可自修复该氧化膜。

常用的中子吸收材料主要为含硼（B）或含钆（Gd）的合金材料。天然硼同位素中¹⁰B中子吸收截面为3837b，因其低成本常被用做核反应堆乏燃料贮运用中子吸收添加元素。但是钆（Gd）作为中子吸收的合金添加剂比硼（B）更有效：（1）天然钆有两种极高截面的吸收同位素¹⁵⁵Gd- (60600b)、¹⁵⁷Gd- (139000b)，中子吸收截面明显高于¹⁰B（3837b），因而是一种优良的中子吸收材料；（2）在长期腐蚀条件下合金材料降解过程中含Gd的成分在水中降解速度小于CrB。因此，使用含钆（Gd的耐蚀合金来储存、运输和处置乏核燃料极具吸引力。

从理论上讲Gd不能大量固溶于常规金属合金体系中，除了α-Zr最多固溶2.8at.%Gd，其它合金体系，如Ti、316L、Cr，几乎不能固溶。这为我国第二代乏燃料后处理结构材料的设计提供了崭新的思路。

设计新型具有中子毒化作用的耐硝酸腐蚀合金成分，从材料基因上掌握该新型锆合金设计的原理，采用团簇加链接原子模型进行新型锆合金的指导设计，具有较高的使用价值。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术的不足，提供一种耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金。本发明基于团簇加链接原子模型对锆钆合金的成分进行设计，对锆钆合金的相组成进行简化获得双团簇模型，并以此为依据获得锆钆合金的基础成分式和调整成分式，提高了锆钆合金的设计效率，减少了不必要的实验试错过程，避免了时间和资源浪费，获得具有优异耐浓硝酸腐蚀和中子屏蔽效果的锆钆合金。