[發明專利]核電站燃料包殼用含硫低Nb的鋯錫鈮合金有效
| 申請號: | 201310398815.5 | 申請日: | 2013-09-05 |
| 公開(公告)號: | CN103469010A | 公開(公告)日: | 2013-12-25 |
| 發明(設計)人: | 姚美意;張金龍;徐啟迪;周邦新;李強 | 申請(專利權)人: | 上海大學 |
| 主分類號: | C22C16/00 | 分類號: | C22C16/00;G21C3/07 |
| 代理公司: | 上海上大專利事務所(普通合伙) 31205 | 代理人: | 顧勇華 |
| 地址: | 200444*** | 國省代碼: | 上海;31 |
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| 摘要: | |||
| 搜索關鍵詞: | 核電站 燃料 包殼用含硫低 nb 鋯錫鈮 合金 | ||
技術領域
本發明涉及一種能用作壓水堆核電站燃料包殼以及定位格架條帶等結構材料含硫低Nb的鋯錫鈮合金,屬于鋯合金材料技術領域。?
背景技術
鋯具有優異的核性能(熱中子吸收截面為0.18靶恩),并與氧化鈾的相容性好,添加少量合金元素制成的鋯合金具有良好的耐高溫水腐蝕性能、良好的綜合力學性能和較高的導熱性能,因此在水冷核反應堆中鋯合金被廣泛用作燃料棒的包殼材料和燃料組件中的結構材料。為了保證核電站安全、高效和經濟運行,除了在設計上進行改進外,提高燃料元件利用率是研究的主要內容。為此必須延長燃料元件在堆內的運行周期和循環次數。這就需要改進包殼材料的性能。鋯合金包殼管的水側腐蝕、吸氫、和輻照增長是高性能燃料元件研究中重點關注的問題,其中,提高鋯合金包殼的水側耐腐蝕性能是關鍵。?
合金化是開發高性能鋯合金的有效途徑,但由于壓水堆中的燃料元件包殼材料需要具有低的熱中子吸收截面,因而鋯合金中能夠添加合金元素的種類和含量都非常有限。目前國際上開發的鋯合金主要有Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb三大系列。在這三大體系鋯合金中通過添加Fe、Cr、Ni、Cu等合金元素后,形成了已經應用的Zr-2、Zr-4、Zr-2.5Nb、E110、M5、ZIRLO、E635等鋯合金。商業上應用最多的是Zr-4合金,雖然降低了錫含量后耐腐蝕性能得到進一步提高,但仍然不能滿足燃耗進一步提高到55?GWd/tU的要求。ZIRLO、E110、E635、NDA、HANA、M5等都是各國為了提高燃料燃耗、降低核電成本而發展的新型鋯合金。?
根據Wagner氧化膜成長理論和Hauffe原子價規律,任何外來的間隙陽離子都會減少陰離子空位數目,降低氧離子的擴散,但低于4價鋯的置換陽離子和高于二價氧的陰離子都會使陰離子空位數目增多,加速腐蝕;如果加入同族或第ⅤB、ⅥB、Ⅷ族元素,當它們進入氧化膜時,將增加膜內的電子濃度,減少膜中陰離子空位,從而能抑制氧離子擴散,降低腐蝕速率。Sn可以固定N3-及其產生的附加氧離子空位,降低空位遷移率,有效抵消雜質N的有害影響。Nb是鋯中一種β相穩定元素,研究表明,添加含量0.15%~1.2%Nb,合金的耐腐蝕性能得到了提高,同時降低了吸氫。鋯合金添加少量Fe、Cr,有利于合金耐腐蝕性能的提高也可能與此原理有關。從理論上講,S和O屬于同一主族,S的最低價態為S2-,不會產生附加氧離子空位;同時S的熱中子吸收截面小(0.49靶恩),從熱中子吸收截面這一特性考慮,它也是非常合適的合金添加元素。?
在新鋯合金的研發中,通常先通過堆外高壓釜腐蝕試驗篩選出耐腐蝕性能優良的合金,然后再做成燃料棒放在試驗堆內進行輻照考驗,了解其在堆內的腐蝕行為。?
發明內容
本發明的目的是提供一種耐腐蝕性能優良的核電站燃料包殼用含硫低Nb的鋯錫鈮合金,該鋯合金能夠在核電站壓水堆中用作核燃料元件包殼以及定位格架條帶等結構材料。?
本發明的目的是通過在核電站燃料包殼用鋯錫鈮合金基礎上添加合金元素硫來實現的,其技術方案如下:?
一種核電站燃料包殼用含硫低Nb的鋯錫鈮合金,該鋯合金的化學組成以重量百分比計為:0.3%~1.5%Sn,0.1%~0.59%Nb,0.1%~0.6%Fe,0~0.3%Cr,0.0005%~0.06%S,余量為Zr。
上述核電站燃料包殼用含硫低Nb的鋯錫鈮合金,其合金元素以重量百分比計優選范圍為:0.5%~1.2%Sn,0.2%~0.5%Nb,0.2%~0.5%Fe,0~0.2%Cr,0.001%~0.05%S。?
上述含硫低Nb的鋯錫鈮合金,其合金元素以重量百分比計優選范圍為:0.6%~0.8%Sn,0.2%~0.4%Nb,0.2%~0.4%Fe,0~0.15%Cr,0.001%~0.025%S。?
上述含硫低Nb的鋯錫鈮合金,其合金元素以重量百分比計優選范圍為:0.6%~0.8%Sn,0.2%~0.4%Nb,0.2%~0.4%Fe,0~0.15%Cr,0.025%~0.05%S。?
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