[发明专利]高耐蚀铪合金、中子吸收体、反应堆控制棒、反应堆及核电站

说明书

本发明涉及一种具有高耐蚀性的新型铪合金，由该铪合金制成的反应堆控制棒用中子吸收体，反应堆控制棒，使用该控制棒的核反应堆及核电站。

虽然铪的热中子吸收截面并不总大，但铪在共振能量范围内有许多峰值，因此当其作为反应堆控制棒使用时，可以提供有效的核特性。与此同时，铪正尝试用于长寿命控制棒，因为即使在高温、高压蒸汽下，铪也可提供良好的可加工性并具有相对较好的耐蚀性。目前铪制反应堆控制棒已用于直接与反应堆用水相接触，尽管它们在最初使用时是依靠不锈钢将其与反应堆用水隔开。

当铪装入反应堆并长时间用作控制棒时，在使用过程中会在其表面以斑点形式形成白色腐蚀产物，这些腐蚀产物在经历节点状腐蚀阶段之后，发展成为层状、多孔性氧化膜。因此，随着那些白色氧化膜的长大，它们有部分剥落的危险。

目前在BWR(沸水反应堆)中使用的控制棒，即中子吸收管，一般安置在不锈钢制十字形护套中，该中子吸收管为小直径不锈钢管，里面塞满作为中子吸收体的碳化硼(B₄C)粉末。一个这样的控制棒，连同四套燃料组件，构成了核反应堆芯元件。换句话说，四套燃料组件的输出功率由一个为它们准备的控制棒所控制。

将来，为提高电厂的利用率，电厂的运行周期需加长，因此，迫切需要延长控制棒的使用寿命。在这种情况下，铪越来越多地用在目前使用的BWR控制棒中。例如，在JP-A-58-44237中提出的一种控制棒，它的上部和边部均采用铪。另外，在JP-A-56-97897或JP-A-56-74690中公开了另一种控制棒，在这种控制棒中，使用了板状铪或铪合金。

据说铪材料在高温水中具有极好的耐蚀性，尽管如此，它们的耐蚀性也不足以在BWR环境下长期使用。JP-A-59-208043、JP-A-61-66188、JP-A-9-500931等提出：在铪合金中加入至少一种选自Fe、Sn、Ni、Cr、Nb和Zr中的合金元素，可以使耐蚀性得到改善。然而，由于在这些合金中，加入了大量的添加剂，并匹配了各种合金元素，这可能会引起材料成本的升高、可加工性的下降以及性能波动的增加。

当铪装入反应堆并长时间用作控制棒时，随着时间的延长，铪会同反应堆中的水发生氧化反应，形成氧化膜。由于这些氧化膜生长不均匀并以球结状长大，而且这个过程伴随着白锈腐蚀(whitecorrosion)，因而会发生氧化膜剥落。氧化膜剥落会引起控制棒控制特性的下降，并成为延长控制棒使用寿命的主要障碍。

本发明的目的在于解决现有技术存在的问题，并用具有高塑性加工性和高耐蚀性的铪合金提供一种反应堆控制棒用中子吸收体，提供反应堆控制棒、使用该控制棒的核反应堆及核电站。

按照本发明，核反应堆控制棒用中子吸收体由铪基合金制成，该铪合金包含(wt.％指重量％)0.02～4.5％Zr和不低于95％的铪，或者除以上元素外，还含有至少一种选自0.01～1.0％Cr、0.01～2.0％Fe、0.03～1.5％Sn、0.03～1.5％Nb、0.01～2.0％Mo中的合金元素及附带的杂质，并且该铪合金的表面形成有氧化膜。

按照本发明的一种方式，可提供一种具有高耐蚀性的铪合金，其优选包括(wt.％)0.03～0.8％Cr，0.1～4.5％Zr，余量为Hf及附带的杂质。

按照本发明的第二种方式，可提供一种具有高耐蚀性的铪合金，其优选包括(wt.％)0.03～0.5％Sn，0.05～0.5％Fe，0.1～4.5％Zr，余量为Hf及附带的杂质。

按照本发明的第三种方式，可提供一种具有高耐蚀性的铪合金，其优选包括(wt.％)0.03～1.5％Sn，0.03～2.0％Fe和0.1～4.5％Zr，在这种铪合金中，Hf和Zr含量之和不低于97％，且Sn/Fe比为0.2～1.6。

按照本发明的第四种方式，可提供一种具有高耐蚀性的铪合金，其优选包括(wt.％)0.03～0.5％Sn，0.03～0.5％Fe，0.03～0.5％Cr，0.1～4.5％Zr，余量为Hf及附带的杂质。

按照本发明的第五种方式，可提供一种具有高耐蚀性的铪合金，其优选包括(wt.％)0.03～1.5％Sn，0.03～2.0％Fe，0.03～1.5％Cr和0.1～4.5％Zr，在这种铪合金中，Hf和Zr含量之和不低于97％，Sn/Fe+Cr比为0.05～0.5。

按照本发明的第六种方式，可提供一种具有高耐蚀性的铪合金，其优选包括(wt.％)0.03～0.5％Sn，0.03～0.5％Cr，0.1～4.5％Zr，余量为Hf及附带的杂质。