[发明专利]一种核反应堆燃料组件用锆合金材料

说明书

技术领域

本发明涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种核压水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核反应堆燃料组件用锆合金材料，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，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆燃料组件用锆合金材料，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 0.8%～1.2%、Cu 0.01%～0.1%、S 50ppm～200ppm、O 0.06%～0.14%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

根据本发明的一个优选方面，所述锆合金材料的组成为：Nb 0.9%～1.1%、Cu 0.01%～0.02%、S 100ppm～200ppm、O 0.06%～0.14%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

根据本发明的另一优选方面，所述锆合金材料的组成为：Nb 0.9%～1.1%、Cu 0.08%～0.1%、S 50ppm～200ppm、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。

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，而且提高了合金的抗蠕变性能，另外，合金的综合性能较好，满足核压水反应堆结构材料的要求。

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六种典型锆合金材料的成分组成。

表1 实施例1至6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：以中间合金的形式向核级海绵锆中添加需要量的Nb、Cu元素，以氧化物的形式向海绵锆中加入需要量的O、S元素。将海绵锆压制成一定形状和尺寸的电极，采用真空自耗电弧炉将电极经三次真空自耗熔炼后得到铸锭。将铸锭锻造成所需要形状的坯料后，再对坯料进行淬火和固溶处理；再经一定变形量的热加工、冷加工及中间退火后加工成板材，板材经再结晶退火处理后加工成样品。

对本发明的6种锆合金板材和已有Zr-1Nb锆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去离子水蒸汽，腐蚀时间均为100天、130天、160天、190天、220天、250天、280天、310天，表2列出了本发明实施例和已有Zr-1Nb锆合金在上述腐蚀条件下的腐蚀增重。

表2 实施例1-6锆合金板材与Zr-1Nb合金在400℃/10.3MPa蒸汽腐蚀结果比较

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。因而，本发明锆合金可以用作核反应堆芯燃料棒的包覆层、格栅以及其它结构件材料。

实验2蠕变实验