用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金制造技术

本发明专利技术涉及锆合金材料，具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，其组分为：Ｓｎ：０．７０～１．２０％，Ｎｂ：０．２０～０．４５％，Ｆｅ：０．２０～０．４０％，Ｃｒ：０．０５～０．２０％，Ｏ：０．０６～０．１５％，Ｃ小于０．０１５％，Ｎ小于０．００８％，余量为Ｚｒ。本发明专利技术的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能，可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及锆合金材料，具体涉及一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆其A会举n五o
技术介绍
在轻水反应堆如沸水堆和压水堆的发展过程中，燃料设计对反应堆堆芯 结构部件提出了很高的要求，如燃料元件包壳、格架、导向管等，这些部件通常用Zr-2和Zr-4合金制成。高燃料燃耗的设计，要求延长这些部件在堆 内的停留时间和提高冷却剂温度，这对锆合金部件产生了潜在的腐蚀和吸氢 问题。锆合金在轻水反应堆环境中会发生锆水反应，在锆合金部件表面形成 Zr02膜。在氧化的早期阶段形成致密的黑色氧化膜，具有保护性，氧化膜具 有单斜、四方、立方多相结构。随着氧化的进行，氧化速率会发生转折，转 折后氧化膜外层不断出现空洞或裂纹而失去保护性，而基体与氧化膜界面上 会不断生长新的致密氧化层。因此锆合金的腐蚀特征就是基体与氧化膜界面 上氧化层的生长和表面氧化层的转折的反复过程，这一过程最终生成较厚的 无保护性的多孔氧化物外层。而且，在沸水环境中还会出现疖状腐蚀，从而 限制了锆合金包壳使用寿命。由于压水反应堆冷却剂中含有调整pH值的氢氧化锂，以及含有控制初 始反应性的硼酸，B"经过(n， oc)反应分解产生的锂的存在加速了锆合金的 腐蚀，所以需要考虑到局部区域出现高锂浓度的极端条件下而导致锆合金部 件腐蚀的加速问题。尽管通过研究改进的Zr-4合金对耐腐蚀性能有所改善，但核电反应堆发 展的要求更高的燃耗、更长的换料周期、更高的冷却剂温度、冷却剂中更高 的锂浓度，堆芯内更长的停留时间，这些高要求增加了锆合金部件的腐蚀负 荷。针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了新型锆合 金的研究。在第八届锆合金国际研讨会上美国西屋公司的GEORGE P.SABOL 报告了 "高燃耗包壳合金的发展"("Development of a Cladding Alloy for HighBumup，， ， Zirconium in the Nuclear Industry: Eighth International Symposium, ASTM STP 1023, L. F. P. Van Swan and C，M， Eucken，Eds., American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1989， 227-244)，公布了称之为ZIRLO的 Zr-Nb-Sn-Fe 合金的研究结果，其名义成分为 Zr-1.0wt%Nb-1.0wt%Sn-0.1wt%Fe。该合金改善了耐腐蚀性能。在第十届锆合 金国际研讨会上GEORGE P. SABOL再次报告了 "ZIRLO和Zr-4合金的堆内 腐蚀行为"("In-Reactor Corrosion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4"， Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245, A.M. Garde and E.R. Bradley, Eds" American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1994, 724-744)，展示了 ZIRLO比Zircaloy-4具有更好 的堆内耐腐蚀性能和抗吸氢和抗蠕变性能。美国西屋公司的专利技术专利 (CN1404532)规定了一种用在核燃料覆层中的耐腐蚀性锆基合金，是由低 锡含量的锆合金制成的，低锡含量的锆合金基本上由下述重量百分比的元素 组成0.60-2.0的Nb;当811为0.25时，Fe为0.50;当Sn为0.40时，Fe为 0.35-0.50;当Sn为0.50时，Fe为0.25-0.50;当Sn为0.70时，Fe为0.05-0.50; 当Sn为1.0时，Fe为0.05-0.50;其中，Fe和Sn的重量百分数之和大于0.75， 其它另外的组成元素不超过0.50，余量为Zr。在第H"^—届锆合金国际研讨会上Nikulina，A.V.报告了 "用作WER和 RBMK堆芯燃料棒包壳和部件材料的E635锆合金"("Zirconium Alloy E635 as a Material for Fuel Rod Cladding and Other Components of VVER and RBMK Cores" , Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295， E.R. Bradley and G. R Sabol, Eds" American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1996， 785-804)，公布了 E635的成分为 Zr-1.0 1.4wt%Nb-0.9 1.1 wt%Sn-0.3 0.5wt%Fe 。该合金的堆外性能优于 Zircaloy-4和E110合金。俄罗斯全俄科学研究无机材料研究院的专利技术专利(CN 1125885C)规定了一种锆基合金(按重量百分比)含有0.50-3.0的Nb; 0.50-2.0 的Sn; 0.30-1.0的Fe; 0.002-0.2的Cr; 0.03-0.04的C; 0.04-0.15的O; 0.002-0.15 的Si; 0.001-0.4的W、 Mo或V;余量为Zr。这些专利技术专利中没有给出合金在500°C蒸汽中的抗疖状腐蚀行为。通常 认为用于反应堆堆芯结构材料的锆合金的耐均匀和疖状腐蚀是最重要的腐蚀性能要求。在堆外检验锆合金的腐蚀性能包括360。C去离子水；360。C含锂 水溶液；400°C 、 500°C蒸汽的腐蚀试验。认为在360°C水溶液和400。C蒸 汽中的试验适用于在压水堆中使用，360°C含锂水溶液中的试验更适用于在 压水堆高锂浓度工况中使用，在500。C以上蒸汽中的试验适用于在沸水堆中 使用。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，该 锆基合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、 具有抗辐照生长性能，可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、 导向管等部件。本专利技术所提供的一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，该锆基合金的组分为Sn，其重量百分比为0.70% 1.20%; Nb，其重量百分比为0.20% 0.45%; Fe，其重量百分比为0.20% 0.40%; Cr，其重量百分比为0.05% 0.20%; O，其重量百分比为0.06% 0.15%; C，其重量百分比小于0.015%; N，其重量百分比小于0.008%; 其余量为Zr。本专利技术所提供的锆基合金的组分进一步限定为Sn，其重量百分比为0.90% 1.10%;Nb，其重量百分比为0.25% 0.35%;Fe，其重量百分比为0.30% 0.40%;Cr，其重量百分比为0.05% 0.13%;O，其重量百分比为0.06% 0.15%;C，其重量百分比小于0.015%;N，其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，其特征在于：该锆基合金的组分为：Ｓｎ，其重量百分比为０．７０％～１．２０％；Ｎｂ，其重量百分比为０．２０％～０．４５％；Ｆｅ，其重量百分比为０．２０％～０．４０％；Ｃｒ，其重量百分比为０．０５％～０．２０％；Ｏ，其重量百分比为０．０６％～０．１５％；Ｃ，其重量百分比小于０．０１５％；Ｎ，其重量百分比小于０．００８％；其余量为Ｚｒ。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：赵文金，周邦新，李中奎，苗志，刘建章，蒋有荣，彭倩，蒋宏曼，庞华，彭小明，应诗浩，伍晓勇，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：90[中国|成都]