一种压水堆燃料组件用锆合金制造技术

本发明专利技术公开了一种压水堆燃料组件用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2‑0.6％，Nb：0.1‑0.5％，Fe：0.61‑0.85％，Cr或V：0.1‑0.3％，Ce或Sb：0.001‑0.1％，O：0.09‑0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。本发明专利技术通过对锆合金内的组成进行优化并对组成成分的含量作出调整，以提高合金的腐蚀性能，使本发明专利技术提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水和氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。

Zirconium alloy for fuel assembly of PWR

The invention discloses a PWR fuel assembly with zirconium alloy, according to the weight percentage, consists of the following components: Sn:0.2 0.6%, Nb:0.1 0.5%, Fe:0.61 0.85%, Cr or V:0.1 Ce or Sb:0.001 0.3%, 0.1%, 0.13%: O:0.09, C less than 0.008%, N less than 0.006% and the rest is Zr. The present invention is optimized and adjusted on the content of the composition by composition of zirconium alloy inside, in order to improve the corrosion resistance of the alloy, the alloy provided by the invention meets the nuclear power reactor burnup of core structural material requirements. By this prototype alloy products increased in the pile of pure water and aqueous solution of lithium hydroxide in uniform corrosion resistance, improved in high-temperature steam resistance nodular corrosion.

【技术实现步骤摘要】
一种压水堆燃料组件用锆合金
本专利技术属于特种合金材料
，具体涉及一种压水堆燃料组件用锆合金。
技术介绍
锆合金由于热中子吸收截面小，同时在高温高压水和蒸汽中有很好的抗腐蚀性能，在堆内有相当好的抗中子辐照性能，因而被普遍用作核动力水冷反应堆的包壳材料，也是目前核电站反应堆唯一采用的包壳材料。在轻水反应堆的发展过程中，燃料设计对反应堆堆芯结构部件，如燃料元件包壳、格架、导向管等，提出了很高的要求。早期，包壳材料通常由Zr-4合金制成，之后高燃料燃耗的设计要求提高冷却剂温度和延长锆合金包壳在堆内的停留时间，从而使得锆合金包壳面临着更为苛刻的腐蚀环境，这些高要求促进了改善Zr-4合金耐腐蚀性能的研究，同时也推动了对具有更优良耐腐蚀性能的新型锆合金的开发。随着核电的进一步发展，在保证核反应堆安全性的基础上，需要提高核反应堆的经济性、降低核电运行成本，因而对燃料组件提出了长寿期、高燃耗、零破损的目标。这意味着锆合金包壳的水侧腐蚀加重、吸氢量增加、辐照时间增长、芯块与包壳相互作用增大和内压升高等，从而对锆合金的使用性能提出了更高的要求。针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种压水堆燃料组件用锆合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2‑0.6％，Nb：0.1‑0.5％，Fe：0.61‑0.85％，Cr或V：0.1‑0.3％，Ce或Sb：0.001‑0.1％，O：0.09‑0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。

【技术特征摘要】
1.一种压水堆燃料组件用锆合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.6％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0.001-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。2.如权利要求1所述的一种压水堆燃料组件用锆合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.4％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。3.如权利要求1所述的一种压水堆燃料组件用锆合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.4-0.6％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。4.如权利要求1所述的一种压水堆燃料组件用锆合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.6％，Nb：0.1-0.3％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。5.如权利要求4所述的一种压水堆燃料组件用锆合金，其特征在于：按重量百分含量...

【专利技术属性】
技术研发人员：杨忠波，程竹青，彭倩，赵文金，陈勇，易伟，卓洪，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51