CN102230108A

CN102230108A - 一种核反应堆燃料包壳用锆合金材料

Info

Publication number: CN102230108A
Application number: CN2011101800922A
Authority: CN
Inventors: 王荣山; 翁立奎; 王锦红; 张晏玮; 耿建桥
Original assignee: China General Nuclear Power Corp; Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Current assignee: China General Nuclear Power Corp; Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Priority date: 2011-06-30
Filing date: 2011-06-30
Publication date: 2011-11-02

Abstract

本发明公开了一种核反应堆燃料包壳用锆合金材料，以所述锆合金材料的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb0.9％～1.2％、Fe0.05％～0.15％、Cu0.01％～0.15％、S10ppm～40ppm、O900ppm～1600ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。本发明对传统的Zr-Nb合金进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的高温力学性能，适用作核反应堆燃料包壳材料。

Description

一种核反应堆燃料包壳用锆合金材料

技术领域

本发明涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种核反应堆燃料包壳用锆合金材料。

背景技术

锆的热中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能，因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役条件(辐照、高温、高压及复杂的应力)下，要发生蠕变和疲劳。蠕变性能是锆合金在水冷动力堆中工作时要考虑的重要问题之一，国内外对锆合金的蠕变进行了大量的研究。目前最成熟、应用最广泛的是被称之为Zr-2、Zr-4合金的锆合金，但随着核燃料组件向长寿期、高燃耗方向的发展，要求作为反应堆结构材料的锆合金必须具有更好的耐蚀、抗蠕变、抗辐射生长等综合性能，在这一点上Zr-2、Zr-4合金已不能满足要求。

近二十年来，压水堆用锆合金的研究趋势是对已有材料的不断改进和进行高性能新锆合金的研究，总体思路是在Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系合金的基础上进行合金成分含量的调整以及添加其它合金元素，或者二者同时进行以达到提高合金整体性能的目的。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种改进的核反应堆燃料包壳锆合金材料，其综合性能特别是抗腐蚀性能和高温力学性能优异。

为解决以上技术问题，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆燃料包壳用锆合金材料，以所述锆合金材料的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.9％～1.2％、Fe 0.05％～0.15％、Cu 0.01％～0.15％、S 10ppm～40ppm、O 900ppm～1600ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

根据本发明的一个优选方案：所述锆合金材料的组成为：Nb 0.9％～1.1％、Fe 0.08％～0.12％、Cu 0.08％～0.12％、S 20ppm～35ppm O 900ppm～1600ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

优选地，所述锆合金材料中，Fe与Cu的含量之比为0.95～1.05∶1。

上述合金配方中，C和N为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，上述合金配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本发明锆合金造成不利影响。

本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明对传统的Zr-Nb合金进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的高温力学性能，适用作核反应堆燃料包壳材料。

具体实施方式

下面结合具体的实施例对本发明做进一步说明，但本发明不限于以下实施例：

参见表1，其中给出了根据本发明的八种典型锆合金材料的成分组成。

表1 实施例1至8的锆合金及对比例的组成

具有表1中组成的锆合金材料均按照如下步骤制备得到：将Nb、Fe、Cu、S以中间合金的形式与核级海绵锆按质量百分比配料混合并压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行三次熔炼制成合金锭。铸锭经过900℃～1020℃锻造加工；再经990℃～1020℃β相固溶并淬火；再经热轧、多次冷轧、中间退火及经580最终退火等工序制得相应成分的锆合金板材。

将本发明所述的8种典型成分的锆合金板材及Zr-1Nb合金板材进行腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀条件为400℃/10.3MPa过热蒸汽以及360℃/18.6MPa去离子水，腐蚀试验时间均为200天，表1给出了该8种锆合金及对比例Zr-1Nb合金的化学成分。表2列出了本发明实施例在上述两种腐蚀条件下的腐蚀增重(mg/dm²)。作为对比，Zr-1Nb合金的相同试验条件的试验数据也同样在表2中列出。

表2 实施例1-8锆合金板材与Zr-1Nb合金200天腐蚀试验比较

从表2的数据可以看出，本发明锆合金与现有的Zr-1Nb合金相比，在高温蒸汽中具有优异的抗腐蚀性能。此外，本发明合金在360℃/18.6MPa去离子水中的腐蚀增重也显著低于Zr-1Nb合金的腐蚀增重。因而，本发明锆合金可以用作核反应堆芯燃料棒的包壳、格栅以及其它结构件材料。

为了评估由实施例1～8制备的8种合金的蠕变变形，通过对样品负载200MPa的重量，于375℃进行蠕变试验100小时和6300小时。结果列于表3中。

表3 实施例1～8锆合金板材的蠕变变形率

从表3的数据可以看出，本发明锆合金具有比现有的Zr-1Nb合金相更优异的蠕变变形能力。

上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims

1.一种核反应堆燃料包壳用锆合金材料，其特征在于：以所述锆合金材料的总重量为基准，所述锆合金材料由如下组分组成：Nb 0.9％～1.2％、Fe0.05％～0.15％、Cu 0.01％～0.15％、S 10ppm～40ppm、O 900ppm～1600ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

2.根据权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆合金材料，其特征在于：所述锆合金材料的组成为：Nb 0.9％～1.1％、Fe 0.08％～0.12％、Cu 0.08％～0.12％、S 20ppm～35ppm O 900ppm～1600ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

3.根据权利要求1或2所述的核反应堆燃料包壳用锆合金材料，其特征在于：所述锆合金材料中，Fe与Cu的含量之比为0.95～1.05∶1。