具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物及其制备方法技术

在此公开的是一种具有优异的耐腐蚀性的高含铁量的锆组合物及其制备方法。具体而言，公开的是一种包含如下组成的具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆组合物及其制备方法：０．５－１．０重量％的铁；０．２５－０．５重量％的铬；０．０６－０．１８重量％的氧；选自０．２－０．５重量％的锡，０．１－０．３重量％的铌和０．０５－０．３重量％的铜中的至少一种元素；和余量的锆。所述锆合金具有优异的耐腐蚀性，从而可以在轻水反应堆和重水反应堆核电站中用作核燃料包壳、格架和核反应堆堆芯结构体的材料。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及一种具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物及其 制备方法。
技术介绍
用于核电站的核燃料组件中的核燃料包壳、格架(spacer grids)和核反 应堆堆芯结构体由于高温/高压腐蚀环境和中子辐照而变脆，并且由于腐蚀 产物生长的现象而导致机械性能降低，因而它们的合金组合物是很重要 的。因此，几十年以来，具有低中子吸收横截面以及优异的机械强度和耐 腐蚀性的锆合金被广泛应用于加压水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR) 中。在迄今开发的锆合金中，最广泛地使用包含锡(Sn)、铁(Fe)、铬(Cr) 和镍(Ni)的锆合金-2 (包含1.20-1.70重量％的锡、0.07-0.20—重量％的铁、 0.05-1.15重量°/。的铬、0.03-0.08重量％的镍和900-1500 ppm的氧，余量为 锆)和锆合金-4(包含1.20-1.70重量％的锡、0.18-0.24重量％的铁、0.07-1.13 重量°/。的铬、卯0-1500ppm的氧和至多0.007重量％的镍，余量为锆)。然而，为了提高核反应堆的经济效应，近来采用高燃耗/延长周期的操 作，其中延长核燃料的周期使核燃料的寿命周期成本得到降低。当核燃料 的周期被延长时，核燃料与高温和高压水以及水蒸汽反应的周期得到了延 长。由于这种原因，当采用锆合金-2和锆合金-4作为用于核燃料包壳的材 料时，产生了由核燃料引起的腐蚀现象变严重的问题。因此，迫切需要开发这样的材料对高温和高压水及水蒸汽具有优异 的耐腐蚀性，从而可以用于高燃耗/延长周期操作用的核燃料组件。因此， 进行了许多集中在开发耐腐蚀性得到提高的锆合金的研究。在此，因为锆合金的耐腐蚀性受到添加元素的种类和量、加工条件、热处理条件等的 极大影响，所以确定显示优异的耐腐蚀性的最佳条件是特别重要的。对于涉及用于高燃耗/延长周期的操作的核燃料组件的大多数专利(在 二十世纪八十年代中期后注册的)，锆合金主要包含铁，即使当铁以痕量加 入时也可以提高耐腐蚀性。而且，在含铁的锆合金组合物中，通常的趋势 是增加添加铁的量并且添加具有提高耐腐蚀性的作用的其它元素。即，用 于高燃耗/延长周期的核燃料的锆合金基本上包含高浓度的铁，并且建立了 它们的最佳制备方法，以使锆合金具有优异的性能。美国专利5,648,995公开了一种用于制备锆合金的方法，该锆合,包 含0.005-0.025重量％的铁、0.8-1.3重量％的铌、等于和小于0.16重量％ 的氧、等于和小于0.02重量％的碳、等于和小于0.012重量％的硅和余量 的锆。该专利试图通过将铁含量限制在很低值的范围内以提高抗蠕变性。美国专利5,112,573公开了一种用于制备锆合金的方法，该锆合金具 有的铁含量比美国专利5,648,995的锆合金的铁含量更高，并且包含 0.07-0.14重量％的铁、0.5-2.0重量％的铌、0.7-1.5重量％的锡、 0.03-0.14重量％的镍或铬、等于和小于0.022重量％的碳以及余量的锆。美国专利5,125,985和美国专利5,266,131涉及一种制备方法，在该方 法中，组成与美国专利5,112,573的锆合金相同的锆合金在冷处理过程中， 进行"后阶段"卩淬火处理。这些专利尝试提高抗蠕变性和耐腐蚀性。美国专利5,940,464公开了一种合金组合物及其制备方法，所述 合金组合物具有比美国专利5,648,995的合金组合物的铁含量高约20倍的 铁含量，并且包含0.02-0.4重量％的铁、0.8-1.8重量％的铌、0.2-0.6重量％ 的锡、30-180 ppm的碳、10-120 ppm的硅、600-1800 ppm的氧和余量的锆。 该专利尝试提高耐腐蚀性和抗蠕变性。美国专利5,211,774公开了一种合金组合物及其制备方法，所述 合金组合物包含0.2-0.5重量％的铁、0.8-1.2重量°/。的锡、0.1-0.4重量°/。的 铬、0-0.6重量％的铌、50-200ppm的硅、900-1800ppm的氧和余量的锆。 该专利尝试通过改变合金中的硅含量和方法的差异，以降低根据氢吸收的 耐腐蚀性的变化。美国专利5,254,308公开了一种合金组合物，所述合金组合物由于锡 含量的降低而保持了其机械性能，并且包含0.4-0.53重量％的铁、0.45-0.75 重量％的锡、0.2-0.3重量％的铬、0.3-0.5重量％的铌、0.012-0.03重量％ 的镍、50-200 ppm的硅、1000-2000 ppm的氧和余量的锆。上述专利中， 将铁/铬比率控制为1.5，铌的加入量由影响合金的氢吸收性能的铁的加入 量确定。此外，确定镍、硅、碳和氧的加入量以得到优异的耐腐蚀性和强 度。美国专利5，560，790公开了一种合金组合物，该合金组合物包含 0.3-0.6重量％的铁、0.5-1.5重量％的铌、0.9-1.5重量％的锡、0.005-0.2重量％ 的铬、0.005-0.04重量°/。的碳、0.05-0.15重量％的氧和0.005-0.015重量％ 的硅。在该专利中，在金属间化合物(Zr(Nb,Fe)2、 Zr(Fe,Cr,Nb)和(Zr,Nb)3Fe) 之间的粒子间距为0.20-0.40pm，并且所述金属间化合物(intermetallide)至 少是含铁金属间化合物的总量的60体积％。在欧洲专利198,570中，将在由锆-铌组成的二元合金中的铌含量限制 为1.0-2.5重量％。该专利还公开在用于制备合金的过程中进行的热处理的温度可以导致耐腐蚀性得到提高。美国专利5,125,985公开了一种合金，该合金包含0.5-2.0重量％的铌； 0.7-1.5重量％的锡；和0.07-0.28重量％的选自铁、铬和镍中的至少一种元 素。而且，该专利公开了通过将所述材料进行各种处理工艺可以控制其 抗蠕变性。如上所述，人们已经在不断地致力于提高核电站中用作核燃料组件的 材料的锆合金的耐腐蚀性和机械性能。然而，考虑到高燃耗/延长周期的操 作的趋势，即在该趋势中延长核燃料的周期使电厂的经济效应增加并且增 加目标燃耗，不断需要具有进一步提高耐腐蚀性的锆合金，这样的锆合金 可以确保核燃料在高燃耗/延长周期的操作中的完整性。因此，本专利技术人进行了许多研究以改善加速腐蚀现象，该现象是当在 高燃耗/延长周期的操作中使用由锆合金制成的核燃料包壳、格架和结构体 时的最大的问题。结果，本专利技术人发现了一种锆合金组合物，该组合物包 含0.5-1.0重量°/。的铁，并且是使用各种添加元素由最佳制备方法制备得到的，与现有的锆合金相比，该锆合金具有优异的耐腐蚀性，由此得以完成 本专利技术。
技术实现思路
本专利技术是考虑到在现有技术中发生的上述问题而完成的，并且本专利技术 的一个目的是提供具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物，所述 锆合金组合物可以用作在高燃耗/延长周期的操作中使用的核燃料包壳、格 架和结构体的材料。本专利技术的另一个目的是提供用于制备高含铁量的锆合金组合物的方法。为了达到上述目的，在一个方面中，本专利技术提供具有优异的耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物，所述组合物包含0.5-1.0重量％的铁；0.25-0.5 重量％的铬；0.06-0.18重量°/。的氧；选自0.2-0.5重量％的锡、0.1-0.3重本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种高含铁量的锆合金组合物，所述锆合金组合物具有优异的耐腐蚀性，所述组合物包含：０．５－１．０重量％的铁；０．２５－０．５重量％的铬；０．０６－０．１８重量％的氧；选自０．２－０．５重量％的锡、０．１－０．３重量％的铌和０．０５－０．３重量％的铜中的至少一种元素；和余量的锆。

【技术特征摘要】
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【专利技术属性】
技术研发人员：郑龙焕，金铉佶，朴相允，李明镐，催秉权，白种爀，朴政容，金埈焕，
申请(专利权)人：韩国原子力研究院，韩国水力原子力株式会社，
类型：发明
国别省市：KR[韩国]