CN1298542A - 用于核燃料组件的合金和管及该管的制备方法 - Google Patents

用于核燃料组件的合金和管及该管的制备方法 Download PDF

Info

Publication number
CN1298542A
CN1298542A CN99805408A CN99805408A CN1298542A CN 1298542 A CN1298542 A CN 1298542A CN 99805408 A CN99805408 A CN 99805408A CN 99805408 A CN99805408 A CN 99805408A CN 1298542 A CN1298542 A CN 1298542A
Authority
CN
China
Prior art keywords
less
pipe
iron
2000ppm
tin
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN99805408A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1172317C (zh
Inventor
J-P·玛顿
J·赛尼瓦特
D·查奎特
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Framatome Joint Stock Co (fr) Tour Fiat 1 Place de la Coupole 92400 Courbevoie
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome Joint Stock Co (fr) Tour Fiat 1 Place de la Coupole 92400 Courbevoie
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome Joint Stock Co (fr) Tour Fiat 1 Place de la Coupole 92400 Courbevoie, Framatome SA filed Critical Framatome Joint Stock Co (fr) Tour Fiat 1 Place de la Coupole 92400 Courbevoie
Publication of CN1298542A publication Critical patent/CN1298542A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1172317C publication Critical patent/CN1172317C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

本发明涉及用于核燃料棒的护套或导管的管的制备方法,包括制备锆基合金棒,该锆基合金还含有以重量计总共0.03—0.25%铁和铬或钒,0.8—1.3重量%铌,小于2000ppm锡,500—2000ppm氧,小于100ppm碳,5—30ppm硫和小于50ppm硅。将该棒加热至1000℃－1200℃之后将其于水中淬火。在加热至600℃－800℃之后拉拔毛坯。将该毛坯在至少四个道次中进行冷轧以得到管,且在惰性气氛中或在真空下在560℃－620℃进行中间热处理,并在560℃－620℃进行最终热处理。

Description

用于核燃料组件的合金和管及该管的制备方法
本发明涉及由锆基合金制备的用于制备核燃料棒的护套或导管的全部或外部的管，以及用于制备该管的合金。一个特别重要但非唯一的用途是制造用于轻水反应堆和特别是压水反应堆的燃料棒护套管，其中在压水反应堆中，由于高锂含量导致的腐蚀风险和/或沸腾的风险特别高。
已经提出具有高耐腐蚀性和令人满意的耐蠕变能力的管的制造方法(FR A-2 729 000或EP 720 177)，其中使用还含有50-250ppm铁、0.8-1.3重量％铌、少于1600ppm氧、少于200ppm碳和小于120ppm硅的锆基合金锭作为原料。
本发明的目标具体地在于提供一种合金和制造更耐腐蚀的且其组成不妨碍制造过程中轧制阶段的管的方法。
为达，本发明特别提供锆基合金，其也含有以重量计除不可避免的杂质以外总共0.03-0.25％铁和至少一种选自铬和钒的元素，0.8-1.3％铌，小于2000ppm锡，500-2000ppm氧，小于100ppm碳，5-35ppm硫和小于50ppm硅，铁含量和铬或钒含量之比为0.5-30。
如果其具有低的铁、铬、钒和锡含量，那么这种合金也可用于制备核燃料组件的栅格板。
本发明也提供由重结晶态锆基合金制得的用于核燃料棒的套管或用于燃料组件的导管，锆基合金也含有以重量计总共0.03-0.25％铁和至少一种选自铬和钒的元素，0.8-1.3重量％铌，小于2000ppm锡，500-2000ppm氧，小于100ppm碳，5-35ppm硫和小于50ppm硅，其中至少大部分铁呈Zr(Nb，Fe，Cr)2或Zr(Nb，Fe，V)2的形式。
本发明也提出制造方法，其中包括：
-形成锆基合金棒，该合金也含有除不可避免的杂质以外总共0.03-0.25％铁和至少一种选自铬和钒的元素，含有0.8-1.3％铌，小于2000ppm锡，500-2000ppm氧，小于100ppm碳，5-35ppm硫和小于50ppm硅，铁含量和铬或钒含量之比为0.5-30，
-在加热至1000℃～1200℃之后将该棒在水中淬火，
-在加热至600℃～800℃的温度后拉拔毛坯，
-将所述毛坯在至少四个道次中进行冷轧以得到管，在560℃～620℃之间进行中间热处理，和
-在560℃和620℃之间进行最终热处理，全部热处理在惰性气氛中或在真空下进行。
最终热处理使该管在不改变相特性的同时处于重结晶态。
在1000-1600ppm范围内的氧含量是特别有利的。可通过在铸造前精密地控制加入氧化锆来调节氧含量。
通常将使用不含钒的合金。但是钒可部分地、甚至全部替代铬以获得高Fe/Cr比率。
在含有约1％Nb的合金中，含量超过75ppm的铁和含量超过5ppm的铬和/或钒的存在使铁含量不高于0.20％，并制得Zr(Nb，Fe，Cr)2或Zr(Nb，Fe，V)2型金属间化合物。总是有铬存在，一旦铬在合金中的含量超过5ppm便形成该化合物。金属间化合物的存在降低了β相铌沉淀物的量，也降低了固溶体中的铌含量。
构成Laves相的上述金属间化合物以很细的其尺寸为100-200纳米的形式沉淀。该金属间化合物替代β相铌的沉淀物。该金属间化合物在不显著影响400℃即反应堆中主要的代表性温度下的耐均匀腐蚀性的同时显著提高在含锂介质中的耐腐蚀性。
优选Fe+(Cr和/或V)的总量不超过2500ppm(即0.25重量％)，尽管较高含量对在含锂介质中的耐腐蚀性仍是有益的。其原因是除Laves相以外，还出现(Zr，Nb)4Fe2型沉淀物，其直径可高达1微米，这从可轧制性的角度考虑是不利的。0.20％的最大含量在含锂介质中的耐腐蚀性和可轧制性之间构成接近最佳效果的兼顾关系。
铬在Zr(Nb，Fe，Cr)2型金属间沉淀物中的存在对高达约30的Fe/Cr比率下于400℃的腐蚀无显著影响，因为在此范围内，随铬含量的增加，铬只是替代金属间沉淀物中的铁。Fe含量可限制为0.20％，以避免过量的铁导致在(Zr，Nb)4Fe2相中的含量过高。如果Fe/(Cr+V)的比率高于0.5和Fe+Cr+V的总量至少为0.03％即300ppm，将获得提高的400℃下的耐腐蚀性。
下表Ⅰ说明不同铁含量如何影响含1％铌的锆合金试样的耐腐蚀性：
表Ⅰ
    Fe ppm     质量增加量(毫克/分米2)
含70 ppm Li的含锂水     蒸汽相
360℃-28天(经预成膜)     400℃-262天
    120     2070     240
    1480     1670     250
    2920     315     240
    4300     25     270
C、Si、S、O2和Sn的含量对全部试样基本相同，并低于上述最大值；锡含量小于300ppm。
预成膜是用于加速腐蚀测试的响应和选择性的操作；该操作能够更迅速地确定添加剂对腐蚀产生的影响。
试样通过类似上述的火法高温冶金，即在不超过620℃的温度下操作来制备。
沉淀物中Fe/Cr比率的影响如下表Ⅱ所示，其导致在蒸汽中于400℃的温度保存200天后合金试样的重量增加。应该注意的是，由于Fe/Cr的变化所引起的变化较小。
表Ⅱ
    沉淀物中的Fe/Cr     增重，毫克/分米2
    0.5     100
    1     110
    2     120
    5     110
    30     100
补充试验已显示如果铬被钒替代将获得相似的结果。选择足够低的铬或钒含量以免在冶金处理和特别是轧制期间出现任何严重困难。
目前，在压水反应堆中的水中的锂含量不高于几ppm。在这种情况下，保持锡含量小于300ppm是有利的。更高含量对于约415℃时水蒸汽中耐均匀腐蚀性有轻微的不利影响(而其对于500℃下在蒸汽中结瘤腐蚀的影响可以忽略)。
另一方面，掺入300-2000ppm和特别是1000-1500ppm锡可显著减少目前由于为了操作反应堆而采用高锂含量而导致的水介质中的腐蚀。高于1500ppm时，通过提高锡含量只能稍微提高在含锂介质中的耐腐蚀性，所以使锡含量高于1500ppm几乎无任何意义。
上述影响如下表Ⅲ所示：
表Ⅲ高压釜中的高腐蚀状况
锡含量％ 增重(毫克/分米2)
蒸汽1天500℃ 蒸汽105天415℃ 于360℃在蒸汽中预热28天后，在含70ppm锂的水中的增重
0.000.050.100.150.25 3743434244 135141155165173 256022701200580280
表Ⅲ所示试验的目的是试图确定锡的影响，这些试验在含1％Nb、而铁、铬和钒只作为杂质存在的合金中进行。试验证明锡在含锂介质中呈现出乎预料的有利效应，且对于蒸汽相中的耐腐蚀性无任何不可接受的损害。
C、Si、S、O2和Sn的含量对全部试样基本相同，并低于上述最大值。

Claims (11)

1．一种锆基合金，其中还含有以重量计总共0.03-0.25％铁和至少一种选自铬和钒的元素，0.8-1.3重量％铌，小于2000ppm锡，500-2000ppm氧，小于100ppm碳，5-35ppm硫和小于50ppm硅。
2．由重结晶态锆基合金制得的用于核燃料棒的护套管或用于核燃料组件的导管，锆基合金也含有以重量计总共0.03-0.25％铁和至少一种选自铬和钒的元素，0.8-1.3重量％铌，小于2000ppm锡，500-2000ppm氧，小于100ppm碳，5-35ppm硫和小于50ppm硅，其中至少大部分铁呈Zr(Nb，Fe，Cr)2或Zr(Nb，Fe，V)2的形式和其中金属间化合物的尺寸不超过200纳米。
3．权利要求2的管，其特征在于氧含量为1000-1600ppm。
4．权利要求2或3的管，其特征在于锡含量小于300ppm。
5．权利要求2或3的管，其特征在于锡含量为300-1500ppm。
6．权利要求1的合金带材。
7．用于构成核燃料棒护套管或核燃料组件导管的全部或外部的管的制备方法，其特征在于棒由锆基合金制成，该锆基合金也含有以重量计总共0.03-0.25％铁和至少一种选自铬和钒的元素，0.8-1.3％铌，小于2000ppm锡，500-2000ppm氧，小于100ppm碳，5-35ppm硫和小于50ppm硅，
-在加热至1000℃～1200℃后将该棒在水中淬火，
-在加热至600℃～800℃之后拉拔毛坯，
-将所述毛坯在至少四个道次中进行冷轧以得到管，在560℃～620℃进行中间热处理，和
-在560℃～620℃进行最终热处理，全部热处理均在惰性气氛中或在真空下进行。
8．权利要求7的方法，其特征在于该合金含有至多0.20％铁。
9．权利要求7的方法，其特征在于Fe/(Cr+V)的重量比为0.5-30。
10．权利要求7的方法，其特征在于Fe/(Cr+V)之比至少是0.5和Fe+Cr+V的含量至少是0.03％。
11．权利要求7至10中任一项的方法，其特征在于氧含量为1000-1600ppm。
CNB998054089A 1998-03-31 1999-03-30 用于核燃料组件的锆基合金、管及其管的制备方法 Expired - Lifetime CN1172317C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9803970A FR2776821B1 (fr) 1998-03-31 1998-03-31 Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire
FR98/03970 1998-03-31

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1298542A true CN1298542A (zh) 2001-06-06
CN1172317C CN1172317C (zh) 2004-10-20

Family

ID=9524689

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CNB998054089A Expired - Lifetime CN1172317C (zh) 1998-03-31 1999-03-30 用于核燃料组件的锆基合金、管及其管的制备方法

Country Status (11)

Country Link
EP (1) EP1068621B1 (zh)
JP (2) JP4837825B2 (zh)
KR (1) KR100680886B1 (zh)
CN (1) CN1172317C (zh)
DE (1) DE69927800T2 (zh)
ES (1) ES2248986T3 (zh)
FR (1) FR2776821B1 (zh)
RU (1) RU2187155C2 (zh)
TW (1) TW440875B (zh)
WO (1) WO1999050854A1 (zh)
ZA (1) ZA200005472B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103290263A (zh) * 2012-02-28 2013-09-11 韩国原子力研究院 锆合金及使用它制备核燃料包壳的方法
CN104745875A (zh) * 2013-12-30 2015-07-01 上海核工程研究设计院 一种用于轻水堆较高燃耗下的锆合金材料

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2799209B1 (fr) * 1999-09-30 2001-11-30 Framatome Sa Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage
FR2799210B1 (fr) * 1999-09-30 2001-11-30 Framatome Sa Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage
US7627075B2 (en) 1999-09-30 2009-12-01 Framatome Anp Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
WO2006003266A1 (fr) 2004-06-01 2006-01-12 Areva Np Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et utilisation d'un alliage specifique de gaine de crayon de combustible pour reduire l'endommagement par interaction pastilles/gaine
KR100733701B1 (ko) * 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
KR100754477B1 (ko) * 2007-03-26 2007-09-03 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
CN101704178B (zh) * 2009-10-29 2012-07-25 西北锆管有限责任公司 一种核反应堆专用锆合金薄壁管的制造方法
KR101341135B1 (ko) * 2011-05-11 2013-12-13 충남대학교산학협력단 우수한 기계적 특성과 내식성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4049431A (en) * 1976-09-30 1977-09-20 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration High strength ferritic alloy
US4649023A (en) * 1985-01-22 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom
FR2626291B1 (fr) * 1988-01-22 1991-05-03 Mitsubishi Metal Corp Alliage a base de zirconium a utiliser comme assemblage pour combustible dans un reacteur nucleaire
DE3805124A1 (de) * 1988-02-18 1989-08-31 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
FR2686445B1 (fr) * 1992-01-17 1994-04-08 Framatome Sa Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon.
SE9400010D0 (sv) * 1994-01-03 1994-01-03 Asea Atom Ab Zirkoniumlegering
FR2723965B1 (fr) * 1994-08-30 1997-01-24 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication de toles en alliage de zirconium presentant une bonne resistance a la corrosion nodulaire et a la deformation sous irradiation
FR2729000A1 (fr) * 1994-12-29 1996-07-05 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103290263A (zh) * 2012-02-28 2013-09-11 韩国原子力研究院 锆合金及使用它制备核燃料包壳的方法
CN104745875A (zh) * 2013-12-30 2015-07-01 上海核工程研究设计院 一种用于轻水堆较高燃耗下的锆合金材料

Also Published As

Publication number Publication date
EP1068621B1 (fr) 2005-10-19
TW440875B (en) 2001-06-16
ES2248986T3 (es) 2006-03-16
JP2010007185A (ja) 2010-01-14
DE69927800T2 (de) 2006-07-06
ZA200005472B (en) 2002-02-06
WO1999050854A1 (fr) 1999-10-07
CN1172317C (zh) 2004-10-20
JP2002509991A (ja) 2002-04-02
KR20010042319A (ko) 2001-05-25
FR2776821B1 (fr) 2000-06-02
KR100680886B1 (ko) 2007-02-09
DE69927800D1 (de) 2005-11-24
FR2776821A1 (fr) 1999-10-01
JP4837825B2 (ja) 2011-12-14
RU2187155C2 (ru) 2002-08-10
EP1068621A1 (fr) 2001-01-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6261516B1 (en) Niobium-containing zirconium alloy for nuclear fuel claddings
CN1818111B (zh) 具有优异抗蠕变性的锆基合金
CN1119817C (zh) 用于核燃料组件的管子及其制造方法
CA1186535A (en) Nickel base alloy having high resistance to stress corrosion cracking and method of producing same
US5985211A (en) Composition of zirconium alloy having low corrosion rate and high strength
CN1079118C (zh) 制备核燃料组件用管的方法
US5832050A (en) Zirconium-based alloy, manufacturing process, and use in a nuclear reactor
US7364631B2 (en) Zirconium-based alloy having a high resistance to corrosion and to hydriding by water and steam and process for the thermomechanical transformation of the alloy
CN1172317C (zh) 用于核燃料组件的锆基合金、管及其管的制备方法
US20100128834A1 (en) Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance
JPH0625389B2 (ja) 高耐食低水素吸収性ジルコニウム基合金及びその製造法
JP2003516470A (ja) ジルコニウムベース合金及びそれを用いた核燃料集合体用構成要素の製造方法
US5972288A (en) Composition of zirconium alloy having high corrosion resistance and high strength
RU2261486C2 (ru) Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава
WO2009145708A1 (en) A spacer grid
CN1134466A (zh) 用于核反应堆燃料组件的锆基合金管及生产这种管的方法
EP1556869B1 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
CN1172545A (zh) 用于核反应堆燃料组件的锆基合金管及其生产工艺
US6325966B1 (en) Zirconium alloy having high corrosion resistance and high strength
US7627075B2 (en) Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
KR20070039906A (ko) 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
US20040118491A1 (en) Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
JP3389018B2 (ja) 耐水素吸収性のすぐれたジルコニウム合金

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CX01 Expiry of patent term

Granted publication date: 20041020

CX01 Expiry of patent term