[發明專利]一種用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金

在審

• 申請號: 201710282491.7
• 申請日: 2017-04-26
• 公開（公告）號: CN106929706A
• 公開（公告）日: 2017-07-07
• 發明（設計）人: 曾奇鋒;陳磊;陳芙梁;朱麗兵;李聰
• 申請（專利權）人: 上海核工程研究設計院
• 主分類號: C22C16/00
• 分類號: C22C16/00
• 代理公司: 上海精晟知識產權代理有限公司31253
• 代理人: 馮子玲

技術領域

本發明涉及鋯合金材料領域，尤其是涉及一種可用作壓水堆核電廠較高燃耗下的燃料棒包殼材料、格架條帶及結構件的耐腐蝕含Cu鋯合金。

背景技術

鋯合金由于熱中子吸收截面小、導熱率高、機械性能好，又具有良好的加工性能以及同UO₂相容性好，尤其對高溫水、高溫水蒸氣也具有良好的抗腐蝕性能和足夠的熱強性，因此被廣泛用作水冷動力堆的包殼材料和堆芯結構材料。隨著核動力反應堆技術朝著提高燃料燃耗和延長換料周期方向發展，對燃料元件包殼用鋯合金提出了更高的要求。為此，許多國家都在研究開發新型鋯合金。

鋯合金的性能包括耐腐蝕性能、吸氫性能、力學性能、抗輻照生長性能和抗蠕變性能。其中，五大性能中最關鍵且最容易發生變化的性能為耐腐蝕性能。

影響鋯合金耐腐蝕性能的因素包括：合金成分、熱加工工藝、第二相、氧化物類型、晶粒形貌和水化學等。鋯合金腐蝕的同時會釋放出一定量的氫，反應中產生的氫一部分被包殼吸收，吸收的氫量與腐蝕時理論放氫量之比稱之為吸氫分數。因此，鋯合金的耐腐蝕性能與吸氫性能之間存在比例關系，影響腐蝕的因素也會同時影響吸氫。

提高鋯合金耐腐蝕性能的途徑主要是改變合金成分和優化加工工藝。

目前，鋯合金中可添加的合金元素雖然受到熱中子吸收截面大小的限制，但仍然形成了多種系列的鋯合金，概括起來主要有Zr-Sn系、Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系三大類。Zr-Sn系主要有Zr-2合金、Zr-4合金和低錫Zr-4合金等，它們均屬于第一代鋯合金。為了降低核電成本，提高燃料利用率，需要增大元件燃耗、提高冷卻劑溫度及冷卻劑中的鋰濃度等。這些措施均會使鋯合金包殼的水側腐蝕加重、吸氫量增加、促進輻照生長、增大芯塊與包殼的相互作用以及內壓升高等。雖然Zr-2和Zr-4合金使用很成功，但不能滿足高燃耗下的性能要求。例如日本壓水堆的元件燃耗由39000MWd/tU提高到48000MWd/tU時，包殼管由Zr-4合金改為低錫Zr-4合金，但后者不能滿足燃耗進一步提高到55000MWd/tU的要求，為此又發展了新合金NDA。與此相同，美國的ZIRLO、優化ZIRLO，法國的M5合金，俄羅斯的E110、E635合金，韓國的HANA合金，中國的N18、N36合金都是為了降低核電成本，更高地提高元件燃耗而發展的Zr-Nb系或Zr-Sn-Nb系合金。

發明內容

本發明針對現有技術的不足，提出一種用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金。

用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金，以重量百分比計算，包括：Sn：0.36～0.69％；Nb：0.20～0.49％；Fe：0.21～0.40％；O：0.10～0.20％；單獨添加0.01～0.09％Cu或復合添加0.01～0.09％Cu和0.01～0.20％V；余量為包含雜質的至少98％的鋯。

優選地，用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金，以重量百分比計算，包括：Sn：0.36～0.69％；Nb：0.20～0.49％；Fe：0.21～0.40％；O：0.10～0.20％，Cu：0.01～0.09％，余量為包含雜質的至少98％的鋯。

優選地，用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金，以重量百分比計算，包括：Sn：0.36～0.50％；Nb：0.20～0.49％；Fe：0.21～0.40％；O：0.10～0.20％，Cu：0.01～0.09％，余量為包含雜質的至少98％的鋯。

優選地，用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金，以重量百分比計算，包括：Sn：0.50～0.69％；Nb：0.20～0.49％；Fe：0.21～0.40％；O：0.10～0.20％，Cu：0.01～0.09％，余量為包含雜質的至少98％的鋯。

優選地，用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金，以重量百分比計算，包括：Sn：0.36～0.69％；Nb：0.20～0.49％；Fe：0.21～0.40％；O：0.10～0.20％，Cu：0.01～0.09％，V：0.01～0.20％，余量為包含雜質的至少98％的鋯。

優選地，用于核反應堆高溫環境中的鋯基合金，以重量百分比計算，包括：Sn：0.36～0.50％；Nb：0.20～0.49％；Fe：0.21～0.40％；O：0.10～0.20％，Cu：0.01～0.09％，V：0.01～0.20％，余量為包含雜質的至少98％的鋯。