CN102251148B

CN102251148B - 核反应堆用锆合金

Info

Publication number: CN102251148B
Application number: CN2011101800392A
Authority: CN
Inventors: 翁立奎; 王荣山; 张晏玮; 王锦红; 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: 2013-07-10
Anticipated expiration: 2031-06-30
Also published as: CN102251148A

Abstract

本发明公开了一种核反应堆用锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.1％～0.2％；Sn 0.7％～0.8％；Fe 0.3％～0.4％；Cu 0.05％～0.25％；V 0.01％～0.1％和Cr 0.05％～0.15％两种元素中至少一种；O 0.06％～0.14％；C≤100ppm；N≤80ppm以及Zr余量。本发明的锆合金在400℃和427℃高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能，而且在室温下具有更高的屈服强度和断裂强度，由此可以提高核燃料组件的安全性和效率，满足核反应堆包壳材料的要求。

Description

核反应堆用锆合金

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锆合金，其综合性能特别是抗腐蚀性能优异，适用作核压水反应堆结构材料。

为解决以上技术问题，本发明采取的一种技术方案是：一种核反应堆用锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.1％～0.2％、Sn 0.7％～0.8％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.05％～0.25％、V 0.01％～0.1％、O0.06％～0.14％、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

本发明采取的又一技术方案是：一种核反应堆用锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.1％～0.2％、Sn 0.7％～0.8％、Fe0.3％～0.4％、Cu 0.05％～0.25％、Cr 0.05％～0.15％、O 0.06％～0.14％、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

或者，本发明还可通过如下方案来实现：一种核反应堆用锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.1％～0.2％、Sn 0.7％～0.8％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.05％～0.25％、V 0.01％～0.1％、Cr 0.05％～0.15％、O 0.06％～0.14％、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

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。

由于以上技术方案的实施，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-Sn合金进行优化设计，加入特定量的Cr能大大减少焊缝处的腐蚀，加入的适量的Cu有利于提高耐腐蚀性能，少量V的引入利于提高合金的抗腐蚀性能和改进合金的力学性能，在以上基础上，降低Nb的含量有助于合金获得较高的屈服强度和最佳的抗蠕变性能，并且此范围内的Nb含量能确保锆合金不会发生不可控的相变，从而提高了耐腐蚀性能。整体而言，本发明锆合金在400℃和427℃高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能，而且在室温下具有更高的屈服强度和断裂强度，用其作为核反应堆包壳材料可以提高核燃料组件的安全性和效率。

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。

用核级海绵锆，Nb、Sn、F e、Cu、Cr、V元素以中间合金的形式按质量百分比配料并采用真空自耗电弧炉进行多次熔炼制成合金锭；对铸锭取样进行化学成分分析，合金成分见表1。铸锭经过锻造、淬火、热轧、冷轧、退火等工序制得相应成分的锆合金板材，并制备成腐蚀样品进行高压釜腐蚀性能测试，部分锆合金板材制成拉伸性能测试用样品。

对根据本发明的8种锆合金板材和低锡Zr-4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427℃/10.3MPa和400℃/10.3MPa过热蒸汽。通过测量样品的腐蚀增重随之时间的变化关系来定量评估腐蚀速率。通过对样品在室温下进行拉伸试验测量样品的屈服强度和断裂强度。

表1给出了根据本发明的实施例1-8的成分配比及它们各自在上述腐蚀条件下的腐蚀速率和力学性能数据。9^*为低锡Zr-4合金的组成及相应的腐蚀速率和力学性能数据。

表1锆合金组成、锆合金在427℃过热蒸汽和400℃过热蒸汽条件下的腐蚀速率以及力学性能数据

从表1的数据可以看出，根据本发明的锆合金在427℃蒸汽中的腐蚀速率小于1.17mg/(dm²*d)，在400℃蒸汽中腐蚀速率小于0.60mg/(dm²*d)，耐腐蚀性能均显著优于低锡Zr-4合金。此外，本发明锆合金还显示了优异的力学性能，在室温下有较高的屈服强度和断裂强度，用其作为核反应堆包壳材料可以提高核燃料组件的安全性和效率。

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

1.一种核反应堆用锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.16％、Sn 0.70％、Fe 0.33％、Cu 0.09％、V 0.06％、O 0.06％～0.14％、C 67ppm、N 40ppm以及Zr余量。

2.一种核反应堆用锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.14％、Sn 0.74％、Fe 0.32％、Cu 0.23％、Cr 0.09％、O 0.06％～0.14％、C78ppm、N 54ppm以及Zr余量。

3.一种核反应堆用锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.18％、Sn 0.71％、Fe 0.38％、Cu 0.2％、V0.07％、Cr 0.1％、O 0.06％～0.14％、C 80ppm、N 55ppm以及Zr余量。