[發明專利]壓水式核反應堆的管狀部件及制造所述部件的方法

在審

• 申請號: 202080049158.1
• 申請日: 2020-07-03
• 公開（公告）號: CN114080650A
• 公開（公告）日: 2022-02-22
• 發明（設計）人: 皮埃爾·巴伯里;菲利普·勒格朗
• 申請（專利權）人: 法瑪通公司
• 主分類號: G21C3/07
• 分類號: G21C3/07;C22C16/00;G21C21/00;C22F1/18;C21D8/10;B21C37/06;B21C37/30
• 代理公司: 北京銀龍知識產權代理有限公司 11243
• 代理人: 鐘晶;鐘海勝

本發明提供一種壓水式核反應堆的管狀部件，按重量計具有以下組成：0.8％≤Nb≤2.8％；痕量≤Sn≤0.65％；0.015％≤Fe≤0.40％；優選0.020％≤Fe≤0.35％；痕量≤C≤100ppm；600ppm≤O≤2300ppm；優選900ppm≤O≤1800ppm；5ppm≤S≤100ppm；優選8ppm≤S≤35ppm；痕量≤Cr+V+Mo+Cu≤0.35％；痕量≤Hf≤100ppm；F≤1ppm；余量為鋯和制造雜質，并且具有在最終機械拋光后得到的粗糙度Ra不超過0.5μm的外表面，其特征在于，它具有小于或等于1的以絕對值計的粗糙度Rsk和小于或等于10的粗糙度Rku的外表面；以及一種獲得所述部件的方法。

技術領域

本發明涉及用于壓水式核反應堆的鋯合金元件的制造領域，特別是用于核燃料組件中燃料棒的結構管和包殼管。

背景技術

各種鋯合金——三級或四級(即，除Zr之外分別具有的兩種或三種主要合金元件)——其成分可與特定的熱機械處理和/或精加工方法相結合，使其形成的產品具有增強的耐腐蝕特性，提供給用戶以制造壓水式核反應堆部件。這些合金尤其用于核燃料組件中燃料芯塊的結構部件(格柵、導管以及適用的儀表管)和包殼管，也稱為護套。這些合金必須能夠承受反應堆正常運行期間可能發生的各種形式的腐蝕，以及在事故條件下，特別是在冷卻劑流失事故(Loss Of Coolant Accident，LOCA)的情況下，即在非常高的溫度(高于900℃)和水蒸氣氣氛下，具有良好的耐腐蝕性。

眾所周知，核燃料組件管的高表面粗糙度會降低其在反應堆中的耐腐蝕性。

例如，WO-A-2006/027436文件記載了：一種包殼管外表面的最終機械拋光步驟，其與鋯合金成分結合使其粗糙度Ra小于或等于0.5μm，除了鋯和制造中產生的雜質外，鋯合金成分還含有0.8～2.8％的Nb、0.015-0.40％的Fe、600～2300ppm的O、5～100ppm的S以及可選的少量Sn、Cr或V；以及一種生產該管的方法，使得該管在高溫下，特別是在發生LOCA時可能出現的溫度下的耐腐蝕性得到改善。該文件還需要盡可能限制合金的Hf和F含量，最終機械拋光步驟允許從表面去除在氟化浴中酸洗產生的任何痕量的F，同時得到所需的粗糙度Ra。

例如，通過在溫度為1000℃的水蒸氣環境中對管的樣品進行氧化測試，評估在發生LOCA情況時鋯合金管的表現。例如2016年9月在增強安全和性能的LWR燃料會議(TopFuel2016)上發表的文章《AREVA NPCladding Benefits for Proposed U.S.NRC RIAand LOCA Requirements》中描述了這種測試。

腐蝕動力學，通過氧化導致的樣品的質量增益來測量，最初是拋物線性質的。加速腐蝕和/或大量氫吸入(“氫化物裂解”)(通常吸氫量超過200ppm)，在一定的測試持續時間后會出現動力學的惡化(在本領域通常稱為“脫離”)。

鋯合金部件的氫化物裂解會降低其機械和微結構性能，并可能導致整體或部分變形或斷裂，例如，由于開裂，隨后在核燃料棒的包殼管的情況下出現局部爆裂。

從絕對意義上講，根據文件WO-A-2006/027436建議的管在事故條件下具有良好的耐腐蝕性，其脫離發生在大約5000秒之后，而在更常用的合金的情況下大約是1800秒。

然而，如果能夠更大程度地延遲脫離的發生，這代表發生事故時核反應堆安全的根本優勢。

發明內容

本發明的目的是提出一種方法，其允許可靠地獲得用于壓水式反應堆核燃料組件的管，特別是在暴露于非常高的溫度的事故條件(如LOCA)下，其具有與已知的合金，特別是M5合金相比更好的耐腐蝕和抗氫化物裂解能力。

為此，本發明涉及一種用于壓水式核反應堆的管狀部件，按重量計包括以下組成：

0.8％≤Nb≤2.8％；

痕量≤Sn≤0.65％；