[发明专利]用作燃料棒包覆层的新型锆合金

说明书

本文所描述的本发明是关于一种锆(Zr)合金组合物，它具有优异的耐腐蚀性和高的强度。具体地说，本发明是关于用作轻水反应堆(LWR)和重水反应堆(HWR)的燃料包覆层、间隔栅格及堆芯体结构组份的具有优异耐腐蚀性和高强度的一些合金。

锆合金类，特别是锆合金Zircaloy-2和Zircaloy-4，已经广泛用作核反应堆芯的燃料棒包覆层和结构元件。

下面简速锆合金的发展：锆合金Zircaloy-1(锡：2.5(重量)％；锆：余量或差额)；锆合金Zircaloy-2(锡：1.20-1.70(重量)％，铁：0.07-0.20(重量)％，铬：0.05-1.15(重量)％，镍：0.03-0.08(重量)％，氧：900-1500ppm，锆：余量，其中铁+铬+镍：0.16-1.70(重量)％)；锆合金Zircaloy-3A(锡：2.5(重量)％，铁：0.25(重量)％，锆：余量)；锆合金Zircaloy-3B(锡：0.5(重量)％，铁：0.4(重量)％，锆：余量)；锆合金Zircaloy-3C(锡：0.5(重量)％，铁：0.2(重量)％，镍：0.2(重量)％，锆：余量)；锆合金Zircaloy-4(锡：1.20-1.70(重量)％，铁：0.18-0.24(重量)％，铬：0.07-0.13(重量)％，氧：900-1 500ppm，镍：＜0.07(重量)％，锆：余量，其中铁+铬：0.28-0.24(重量)％)；等等。上述合金中，除锆合金Zircaloy-2和锆合金Zircaloy-4之外，其余的还未商品化，这是由于它们在反应堆中的机械强度和耐腐蚀性均较差。

用于核电厂的操作条件是趋于高的燃耗，增加操作温度，有高的pH，所以锆合金不能用作燃料棒的包覆层。最近，广泛的和成功的研究与发展是集中于增加锆合金的耐腐蚀性。

美国专利号No.4,649,023是关于一些锆合金，它们含有如下合金成份及其中间产品和最后成品的生产工艺方法：

铌，用量范围为0.5-2.0(重量)％；

锡，高至1.5(重量)％；

一第三合金元素，高至0.25(重量)％；以及

其余量为锆。第三合金元素是如下元素之一，如铁、铬、钼、钒、铜及钨。

这种合金的特征是具有小于约800的均相分布精细沉淀物的微结构。这包括通过控制其微结构来改进在高温蒸汽中的耐腐蚀性。

具有与美国专利No.4,649,023相似的耐腐蚀性的锆合金，在美国专利Nos.5,112,573和5,230,758中提出了。这种合金包括用量范围为0.5-2.0(重量)％的铌，用量范围为0.7-1.5(重量)％的锡，用量范围为0.07-0.14(重量)％的铁，用量范围为0.03-0.14(重量)％的镍和铬中的至少一种，以及碳高至220ppm，其中镍和铬的总量至少为0.12(重量)％。通过添加用量为0.03-0.08(重量)范围的铬和镍，耐腐蚀性得到了改进。

美国专利No.4,879,093披露了锆合金耐腐蚀性和韧性的改进，是通过在锆合金中添加高至0.6(重量)％的铌或高至0.1(重量)％的钼。氧的用量范围为1000-1600ppm，以及第二相(Second-phase)处于范围1200至1800。

一项改进了核电厂反应堆芯中耐腐蚀性的发明，即美国专利No.5,080,861中的锆合金，含有高至0.6(重量)％的铌，高至0.2(重量)％的锑，高至0.2(重量)％的碲，范围为0.5-1.0(重量)％的锡，范围为0.8-0.24(重量)％的铁，范围为0.07-0.13(重量)％的铬，范围为900-2000ppm的氧，少于70ppm的镍，以及少于200ppm的碳。这种合金是由α-相组成，其中大小为1200-1800的第二相是有某种程度的沉淀，并可包含高至0.2(重量)％的硅以代替碲和砷(As)。

基于上述专利，美国专利No.5,080,861的改进了的锆合金补充发布于美国专利No.5,211,774。这种合金与上述专利中的合金具有相似的合金组成，由于存在稳定化的α相而改进了韧性，抗蠕变强度和耐腐蚀等性能。它含有合金组份如下：

锡，用量范围为0.8-1.2(重量)％；

铁，用量范围为0.2-0.5(重量)％(典型为0.35(重量)％)；

铬，用量范围为0.1-0.4(重量)％(典型为0.25(重量)％)；  

铌，用量高至0.6(重量)％(典型的高至0.3(重量)％)；

硅，用量范围为50-200ppm(典型的为100ppm)；

氧，用量范围为900-1800ppm(典型为1600ppm)；以及