[發明專利]用于燃料組件的鋯合金及其制作方法、燃料組件的包殼管

在審

• 申請號: 202110378108.4
• 申請日: 2021-04-08
• 公開（公告）號: CN113201666A
• 公開（公告）日: 2021-08-03
• 發明（設計）人: 石林;高長源;陳敏莉;陳劉濤;陳漢森;徐楊;王旭;鄒紅;聶立紅;鄧勇軍;陳建新
• 申請（專利權）人: 中廣核研究院有限公司;嶺澳核電有限公司;中國廣核集團有限公司;中國廣核電力股份有限公司
• 主分類號: C22C16/00
• 分類號: C22C16/00;C22C1/02;C22F1/18;G21C3/07
• 代理公司: 深圳市瑞方達知識產權事務所(普通合伙) 44314
• 代理人: 林儉良;王少虹

本發明公開了一種用于燃料組件的鋯合金及其制作方法、燃料組件的包殼管，鋯合金包括以下質量百分比的成分：鈮1.20％～1.40％、釩0.03％～0.07％、氧0.12％～0.15％，余量為鋯。本發明的鋯合金，具有優異的抗腐蝕性能，能夠顯著降低吸氫量，改善抗高溫氧化淬火性能，相較于現有的Zr?4合金具有更優良的耐腐蝕性能、更好的抗吸氫性能和更好的高溫氧化淬火后抗脆化性能，適用于核電站反應堆燃料組件，作為燃料組件的包殼材料，提高燃料組件的服役性能和安全性。

技術領域

本發明涉及核燃料技術領域，尤其涉及一種用于燃料組件的鋯合金及其制作方法、燃料組件的包殼管。

背景技術

鋯合金材料由于中子吸收截面小且具有優異的耐腐蝕性能和力學性能，因而被普遍用作壓水堆核電站核燃料組件包殼材料。核燃料組件用鋯合金自上世紀50年代研發以來，形成了Zr-Sn、Zr-Sn-Nb和Zr-Nb三大體系。其中Zr-Sn體系中主要是早期的標準Zr-4合金、低錫Zr-4合金和優化Zr-4合金。隨著核電技術發展，燃料組件燃耗提高，而Zr-4合金已不能滿足高燃耗的使用要求。為了提高鋯合金的性能，許多國家進行了鋯合金的優化研究，在Zr-Sn的基礎上衍生了Zr-Sn-Nb和Zr-Nb兩大體系。Zr-Nb體系中主要有俄羅斯的E110合金、法國的M5合金、韓國的HANA合金等，相比于Zr-4合金，腐蝕和吸氫性能均有明顯的改善，但M5合金在高Li濃度環境下耐腐蝕性能較差。Zr-Sn-Nb體系主要是俄羅斯的E635合金、美國的ZIRLO及優化ZIRLO合金等，相比于Zr-4合金，腐蝕和吸氫以及蠕變性能均有一定的改善，但ZIRLO合金的耐腐蝕和吸氫性能仍然存在提高的空間。

隨著鋯合金的發展，核工業界對鋯合金在失水事故下包殼行為的關注越來越高。上世紀90年代后期，美國核管會開展了鋯合金包殼事故工況下行為研究，結果顯示鋯合金在腐蝕過程中吸入的氫對包殼材料的脆性有很大影響，且吸氫量越大，對脆性的影響越大。那么，在新鋯合金研發時需優化合金成分配比，降低其吸氫量，提高其在事故工況下的塑性。

發明內容

本發明要解決的技術問題在于，提供一種具有優異的抗腐蝕吸氫性能、抗高溫氧化淬火后脆化性能的用于燃料組件的鋯合金及其制作方法、用該鋯合金制成的燃料組件的包殼管。

本發明解決其技術問題所采用的技術方案是：提供一種用于燃料組件的鋯合金，包括以下質量百分比的成分：鈮1.20％～1.40％、釩0.03％～0.07％、氧0.12％～0.15％，余量為鋯。

優選地，所述鋯合金中，C≤100ppm，N≤45ppm。

本發明還提供一種上述的鋯合金的制作方法，包括以下步驟：

S1、提供分別含有鈮、釩和鋯成分的原料，根據鋯合金中各成分所占的質量百分比稱取原料；

S2、將所述原料熔煉成鑄錠；

S3、將所述鑄錠鍛造成坯料；

S4、將所述坯料進行β相淬火；

S5、將經過β相淬火后的坯料進行多道次冷軋，每道次冷軋之間進行中間退火；

S6、將經過多道次冷軋后的坯料進行完全再結晶退火，制得鋯合金。

優選地，步驟S3中，所述鍛造的溫度為850℃-1100℃。

優選地，步驟S4中，所述β相淬火的溫度為950℃-1100℃。

優選地，步驟S5中，將所述坯料進行至少4道次冷軋；所述中間退火的溫度為550℃-600℃。

優選地，步驟S6中，將所述坯料在500℃-600℃下進行完全再結晶退火。

本發明還提供一種燃料組件的包殼管，采用以上任一項所述的鋯合金制成。