CN1833038A - 锆合金和用于轻水冷却核反应堆内核的部件 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种具有以下组成的锆合金(质量％)：Sn：0.2－0.5％，Nb：0.2－0.8％，Fe：0.05－0.40％，V：0－0.20％，O：0.12－0.20％，Si：80－120ppm，C：≤120ppm，并且其余为反应堆纯的锆。此外本发明还涉及到由所述合金制成的用于轻水反应堆内核，特别是压力水反应堆内核的部件。

Description

锆合金和用于轻水冷却核反应堆内核的部件
本发明涉及一种锆合金和由这种合金制成的，用于轻水冷却核反应堆、特别是压力水反应堆内核的结构部件。这类结构部件首先是燃料套管、衬垫和操纵杆导管。
出于物理原因，需要使用具有少许中子吸收性的锆作为基础金属用于反应堆内核中的结构部件。由于中子吸收剂铪会分解，所以人们通常使用组成规格化的反应堆纯的锆海绵体。
为了实现上述目的，目前主要使用锆合金-2(用于沸水反应堆)和锆合金-4(用于压力水反应堆)或与其不同的，例如公开于DE3805124A1、DE69010115T2和WO01/24193A1中的锆基合金。以较少程度也可使用二元Zr-Nb合金。
下表中列出了锆海绵体的组成和在西方技术中目前为止常用和统一规格的合金。其中值得一提的是，目前要特别控制一些允许的杂质或者甚至通过相应添加剂而调节到特定值。例如，由于氧对锆具有淬硬作用，所以最初只是根据生产要求对氧进行控制，但现在偶尔也可自觉地使用其作为淬硬添加剂。
表
反应堆纯的锆(最大含量，以ppm计)：
Al  B    Cd   C    Cl    H   Hf   Fe    O     Si
75    0.5    0.5    250    1300    25    100    1500    1600    20
锆合金和ZrNb合金的组成(质量％)：
             Sn         Fe           Cr           Ni           其余规定
锆合金-2：   1.2-1.7    0.07-0.20    0.05-0.15    0.03-0.08    0.18-0.36FeCrNi
锆合金-4：   1.2-1.7    0.18-0.24    0.07-0.13    ≤0.007      0.28-0.37FeCr
Zr-2，5％Nb：≤0.05     ≤0.150      ≤0.02       ≤0.007      2.40-2.80％Nb
本发明的任务是提供另外一种锆合金以及由其制得的用于轻水反应堆内核的结构部件。
该任务可通过权利要求1和5来解决。权利要求1所提出的合金由一种由反应堆纯的锆和0.2至0.5％的Sn、0.2至0.5％的Nb、0.05至0.40％的Fe和0.02至0.20％的V所构成的基体组成，且其中将碳含量限制在最大120ppm，而将Si保持在80至120ppm的范围内和将O保持在0.12至0.20ppm的范围内。已有证据表明，以这种合金制得用于轻水反应堆内核、特别是压力水反应堆内核的部件，例如套管、衬垫、导管和其他燃烧件的结构部件，相比于由锆合金-4所制得的部件(在实质上相同的制备过程和相当的热处理条件下)具有更好的耐腐蚀性。而当合金组分Sn、Nb、Fe和V的总量不超过约1.3％这一数值时，该性能尤其卓越。这也就意味着，组分Sn和Nb的量不能完全自由地进行选择。为在腐蚀性方面获得最佳效果，更确切地说，当Sn和Nb的总量升高时必须降低过渡金属Fe或过渡金属Fe和V的含量。
若含量值超过0.5％的Sn、直至约0.75％，则抗腐蚀性就会变差，而辐射感应增长(Wachstum)会提高，同时机械性能明显改善，从而采用所推荐的0.5％最大值即为很好的折中方案。能制得仍然具有良好机械性能的部件的最小Sn含量值为0.2％。
钒是一种在腐蚀性改善方面并非必需的添加剂。当Sn含量为0.4％至0.5％时，就能在较高燃耗的条件下提高抗腐蚀性。但是若用V代替部分铁或是将少量V(0.02至0.20％)加入合金中，就能降低氢吸收(HPUF＝氢吸收因子)并由此减少氢化物的形成，该氢化物除了会造成材料变脆外还会造成材料生长。
为获得最佳的抗蠕变性且同时获得较高的屈服点值，熔入合金的Nb的量不超过0.8％，优选不超过其溶解极限，即不超过0.5％。若不是严重地超过该临界值，则就不必担心会发生不可控的相转变现象，它是由于ZrNb的相图复杂，在较高温度下，例如在将衬垫或套管与其端塞焊接时产生的。因此，这里也就不再需要在熔焊后对本发明的合金进行热后处理。
另外，合金对于较高的加热面负载的作用和水界面上的局部沸腾过程的作用也不太灵敏。首先能观察到锂的吸收性较小并且瘤状腐蚀现象(例如在常规的压力水条件下由锆合金-4所制成的套管上即会发生)也非常少见。此外，它们还显示出很少的辐射感应增长性。
实施例：
  Sn(％)   Nb(％)   Fe(％)   V(％)   O(％)   Si(ppm)   C(ppm)
  A   0.30   0.25   0.35   0.16   0.14   110   100
  B   0.30   0.45   0.15   0.10   0.14   110   100
  C   0.40   0.45   0.10   0.07   0.14   110   100
  D   0.30   0.75   0.13   0.07   0.14   110   100
其余：均为反应堆纯的且含有允许外来物质或杂质的非合金化的锆。
为制备套管，需要于真空中在多个重熔步骤中熔融由合金A至D构成的锭坯，并且在低于熔融温度的合金的β-区内进行锻造。将锻件重新再加热到β-区的温度，并接着将其置于冷却速率为至少30K/s的水槽中急冷。然后将锻件锻造成棒。
机械加工锻造棒并将其切割成块，将这些锻块挤成管。为得到完全重结晶的结构，就要在挤出后进行退火。将如此处理后的管材在多个步骤中通过冷却变形皮尔格式轧成套管。在每次变形加工前，于真空中且在约700℃的温度下进行中间退火，该过程能起到再生和再结晶的作用。接着最后的、导致套管最终横截面的形变过程之后，在约600℃温度下进行封闭退火过程。以此，在较高屈服点值下对于预定的反应堆应用调整较低的蠕变性。在制备过程中，将累积的退火参数保持在A＝10-40E-18h。另外，还可任选例如在制备锻造棒之后在α-区进行退火处理。
最后将燃料片填充到按上述方法制得的套管中，并用柱塞气密性封闭两端。由此完成燃料棒的成形制作。也可根据相同的方法制得操作杆导管。
在另一实施例中，在相应的加热和淬火过程之后，将组成相同的锭坯制成的锻块(一次性或也可在带有中间退火过程的多个步骤中)热辊轧成片。为进行热变形和中间退火，将温度值选择在合金的α-区内。接着将片材在多个步骤中冷轧成具有理想厚度的簿片。在形变步骤之间以及在最后的形变加工之后，进行真空退火处理，并且该过程也可以连续进行并起到完全重结晶的作用。然后，再将该簿片进一步加工成衬垫。
若将以此方法制得的燃料棒、导管和衬垫用于压力水反应堆，则与由传统的、含锡量很少的锆合金-4(低锡Zirc-4)制成的部件相比，这些部件具有特别好的腐蚀值，特别是在更长的工作时间下，其可由经验计算得到。效果列于下表中。横坐标为燃耗值，而纵坐标表示氧化层厚度。可以看出，在由于腐蚀而必须更换合金之前，本发明的合金在反应堆中的停留时间可以是传统合金(3周期)的约两倍长(6周期)。(所有百分比均为质量百分比)。

Claims (6)

1.具有如下组成的锆合金(质量百分比)：
Sn：0.2-0.5％
Nb：0.2-0.8％
Fe：0.05-0.40％
V：0-0.20％
O：0.12-0.20％
Si：80-120ppm
C：≤120ppm。
2.如权利要求1所述的合金，其特征在于，Nb的最大含量为0.5％。
3.如权利要求1或2所述的合金，其特征在于，V的含量至少为0.07％。
4.如权利要求1至3之一所述的合金，其特征在于，Sn、Nb、Fe和V的总量最大为1.3％。
5.用于轻水反应堆内核、特别是压力水反应堆内核的部件，其特征在于，其由如权利要求1至4之一所述的合金制成。
6.如权利要求5所述的部件，其特征在于，在保持累积退火参数值为(10-40)E-18的条件下制备部件。
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