[发明专利]一种核用锆合金

说明书

本发明公开了一种核用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Nb：0‑0.4%，Fe：0.46‑0.8%，Cr：0.1‑0.4%，V：0‑0.5%，Mo或Mn或Ge：0‑0.1%，Si或S：0‑0.1%，O：0.06‑0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。本发明通过对锆合金内的组成进行优化并对组成成分的含量作出调整，以提高合金的腐蚀性能，使本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。

技术领域

本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核用锆合金。

背景技术

锆合金由于热中子吸收截面小，同时在高温高压水和蒸汽中有很好的抗腐蚀性能，在堆内有相当好的抗中子辐照性能，因而被普遍用作核动力水冷反应堆的包壳材料，也是目前核电站反应堆唯一采用的包壳材料。在轻水反应堆的发展过程中，燃料设计对反应堆堆芯结构部件，如燃料元件包壳、格架、导向管等，提出了很高的要求。早期，包壳材料通常由Zr-4合金制成，之后高燃料燃耗的设计要求提高冷却剂温度和延长锆合金包壳在堆内的停留时间，从而使得锆合金包壳面临着更为苛刻的腐蚀环境，这些高要求促进了改善Zr-4合金耐腐蚀性能的研究，同时也推动了对具有更优良耐腐蚀性能的新型锆合金的开发。

随着核电的进一步发展，在保证核反应堆安全性的基础上，需要提高核反应堆的经济性、降低核电运行成本，因而对燃料组件提出了长寿期、高燃耗、零破损的目标。这意味着锆合金包壳的水侧腐蚀加重、吸氢量增加、辐照时间增长、芯块与包壳相互作用增大和内压升高等，从而对锆合金的使用性能提出了更高的要求。针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了新型锆合金的研究，获得了比Zr-4合金具有更好耐腐蚀性能的ZIRLO、E635、M5、X5A等新型锆合金。已有研究表明，现有锆合金中成分的配比并不一定在最优范围内，如将ZIRLO合金中的Sn含量降低后，其耐腐蚀性能进一步提高；在Zr-Nb合金中添加微量的Cu（0.05wt%）后形成的HANA-6合金也具有非常优良的耐腐蚀性能；M5合金在堆内运行过程中出现了燃料棒或燃料组件弯曲以及抗辐照生长性能差等异常现象，因此法国在M5合金成分基础上添加了少量的Sn及Fe，在保持合金优良耐腐蚀性能基础上大幅改善了合金的力学性能，尤其是蠕变及辐照生长性能。因此，在现有锆合金的基础上优化合金成分配比或者添加其它合金元素还可开发出耐腐蚀性能更加优良的锆合金，以满足燃耗不断提高的需要。

另外，在合金成分确定以后，采用合适的热加工工艺还可以进一步改善合金的耐腐蚀性能。如在Nb含量较高的锆合金中，包括ZIRLO、M5及N36等，当提高热加工的温度后，由于第二相的粗化和不均匀分布以及合金基体中过饱和固溶Nb，会引起耐腐蚀性能变差，因而都强调要采用“低温加工工艺”，即采用较低热加工温度及退火温度的低温加工工艺能够获得细小弥散的第二相组织，从而大幅改善了合金的耐腐蚀性能及力学性能。

发明内容

本发明通过对现有锆合金中的成分及配比作进一步优化，以得到一种新颖的、具有良好耐腐蚀性能的新型锆合金。

为了实现这一目的，本发明采取的技术方案是：

一种核用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Nb：0-0.4%，Fe：0.46-0.8%，Cr：0.1-0.4%，V：0-0.5%，Mo或Mn或Ge：0-0.1%，Si或S：0-0.1%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。

一种核用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Nb：0.05-0.4%，Fe：0.46-0.8%，Cr：0.1-0.4%，V：0.1-0.5%，Mo或Mn或Ge：0.01-0.1%，Si或S：0.01-0.1%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。