[发明专利]铪合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体

说明书

本发明涉及高耐腐蚀性铪(Hf)合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体及反应堆用控制棒以及使用该控制棒的核反应堆和核电站。

铪的热中子吸收截面积不一定大，但是在共振能区域具有多个峰值，因此，作为核反应堆的控制棒具有有效的核方面的性质。与此同时，由于还具有优良的加工性和即便是在高温高压蒸汽中也具有比较好的耐腐蚀性，故人们尝试把它用作长寿命控制棒材料。最初由不锈钢密封起来使用使其不与反应堆的水接触，但现在却直接与反应堆的水(堆水)接触。

若把铪长时间地装到核反应堆中作为控制棒使用，则在其过程中在表面上会斑点状地生成白色腐蚀生成物，经过团块状腐蚀后将变成层状的疏松的氧化膜。存在有这些白色化的氧化膜在生长的同时一部分的氧化膜将会剥离的担心。

现在，BWR(沸水式反应堆)用的控制棒，使用把作为中子吸收材料将碳化硼(B₄C)的粉末填充到细的不锈钢管中去的中子吸收管配置到十字形的不锈钢制构件的内侧的控制棒。该控制棒构成4组燃料机组和核反应堆心(炉心)的单元。就是说，用一体的控制棒控制4组燃料机组的输出功率。

从提高今后的核电站的利用率的观点来看，要向运转周期的长期化发展。因此，加长控制棒的使用寿命是当务之急。出于这种状况，把铪(Hf)应用到现行的BWR控制棒中去的情况日益增多。例如，在日本特公昭58-44237号中就提出了在控制棒的上方部分和侧方部分使用Hf的控制棒的方案。此外，在日本特开昭56-978897号或特开昭56-74690号中，还示出了以板状使用Hf或铪(Hf)合金的控制棒。

一般认为Hf材料在高温水中的耐腐蚀性非常优良，但是，对于在BWR环境下长时间使用，其耐腐蚀性是不够的。作为改善耐腐蚀性目的的合金，在Hf基合金的情况下，在日本特开昭59-208043号，特开昭61-66188号，特表平9-500931号等中，提出了添加Fe，Sn，Ni，Cr，Nb和Zr中的一种或多种的提案。但是，这些合金由于添加量多、要对多种的合金元素进行调整，存在着材料的价格贵，加工性低下，以及将增大特性的不均一性等的问题。

若把铪长时间地装到核反应堆中作为控制棒使用，则随着时间的推移会因与反应堆水之间的氧化反应而形成氧化膜。该氧化膜生长得不均一，将发展为团块状，而且还因伴有白色腐蚀而会产生剥离。氧化物的剥离将使控制特性降低，且会对控制棒的长寿命化构成一大障碍。

本发明的目的是提供一种塑性加工性高，且具有高耐腐蚀性的铪(Hf)合金及使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体和核反应堆用控制棒。

本发明是一种按重量算，Cr 0.03～0.8％，Zr 0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，Sn 0.03～0.5％，Fe 0.05～0.5％，Zr 0.1～4.5％剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，含有Sn 0.03～1.5％，Fe 0.03～2.0％，Zr0.1～4.5％，Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe)的比为0.2～1.6的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，Sn 0.03～0.5％，Fe 0.03～0.5％，Cr0.03～0.5％，Zr 0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，含有Sn 0.03～1.5％，Fe 0.03～2.0％，Cr0.03～1.5％，Zr 0.1～4.5％，Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe+Cr)的比为0.05～0.5的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，Sn 0.03～0.5％，Cr 0.03～0.5％，Zr 0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，含有Sn 0.03～1.5％，Fe 0.03～2.0％，Cr0.03～1.5％，Nb 0.03～1.5％，Zr 0.1～4.5％，Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe+Cr+Nb)的比为0.1～0.5的高耐腐蚀性Hf合金。

本发明是一种按重量算，含有Sn 0.03～0.5％，Fe 0.03～0.5％，Cr0.03～0.5％，Nb 0.05～0.5％，Zr 0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。