專利名稱：核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金的制作方法
技術(shù)領(lǐng)域：
本發(fā)明涉及一種壓水堆核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，屬于鋯合金材料技術(shù)領(lǐng)域。
背景技術(shù)：
鋯合金由于其熱中子吸收截面小，并具有優(yōu)異的耐高溫水腐蝕性能、良好的綜合力學(xué)性能和理想的熱導(dǎo)率，被用作核電站水冷動(dòng)力堆核燃料元件的包殼材料和堆芯的其它結(jié)構(gòu)材料。隨著核動(dòng)力反應(yīng)堆技術(shù)朝著提高燃料燃耗延長換料周期和降低燃料循環(huán)成本、提高反應(yīng)堆熱效率、提高安全可靠性的方向發(fā)展，對關(guān)鍵核心部件燃料元件包殼材料鋯合金的性能提出了更高的要求，包括耐腐蝕性能、吸氫性能、力學(xué)性能及輻照尺寸穩(wěn)定性等，其中，提高鋯合金水側(cè)耐腐蝕性能是關(guān)鍵。目前工程上應(yīng)用和發(fā)展的新型鋯合金主要有Zr-Sn系、Zr-Sn-Nb系和Zr-Nb系三大鋯合金系列。由于Zr-4合金已經(jīng)不能滿足高燃耗燃料組件和延長換料周期的要求，因此，許多國家進(jìn)行了改善Zr-4合金的耐腐蝕性能研究。對Zr-Nb系，在Zr_l%Nb合金中添加O、Cu、S等元素后開發(fā)了 M5、HANA-6、EllO等新型鋯合金。由法國法馬通公司研發(fā)的的M5合金用作設(shè)計(jì)燃耗為(55-60) Gffd/MTU的AFM-3G燃料組件的包殼管，在高燃耗下腐蝕速率小，吸氫比改進(jìn)Zr-4少，輻照增長比改進(jìn)Zr-4低，該合金的耐均勻腐蝕性能優(yōu)于改進(jìn)Zr_4
么么
I=1-Wl O由美國西屋公司開發(fā)的ZIRLO合金(Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.1Fe)兼顧了 Zr-Sn和Zr-Nb兩種合金的優(yōu)點(diǎn)。用ZIRLO合金作包殼的燃料組件，在北安娜(North Anna) I號堆內(nèi)運(yùn)行，測定了燃耗為37.8 Gff.d/tU和45.8 Gff.d/tU兩個(gè)組件燃料棒上的氧化層厚度，結(jié)果顯示，無論在較低燃耗，還是在較高燃耗，ZIRLO合金包殼的氧化層厚度均比Zr-4合金的氧化層薄得多。ZIRLO合金的力學(xué)性能與Zr-4合金基本相同，但在堆內(nèi)運(yùn)行條件下，燃料包殼輻照增長和蠕變比Zr-4合金小，輻照增長比Zr-4合金小40% 60%，輻照蠕變比Zr_4合金低20%。在新鋯合金的研發(fā)中，通常先通過堆外高壓釜腐蝕試驗(yàn)篩選出耐腐蝕性能優(yōu)良的合金，然后再做成燃料棒放在試驗(yàn)堆內(nèi)進(jìn)行輻照考驗(yàn)，了解其在堆內(nèi)的腐蝕行為。由于壓水堆核電站運(yùn)行時(shí)在一回路水中添加了 H3BO3，用kiB作為可燃毒物來控制和調(diào)節(jié)過剩的核反應(yīng)性，為了減少一回路中各種鋼構(gòu)件腐蝕產(chǎn)物的釋放及放射性物質(zhì)的遷移，降低工作人員受輻射劑量水平，需要采用弱堿性水(pH 7.1 7.2)。為此，一回路水中在添加H3BO3的同時(shí)，又要用添加LiOH來調(diào)節(jié)pH值。國外在研究新鋯合金的腐蝕行為時(shí)也發(fā)現(xiàn):由于合金成分的變化，用堆外高壓釜400°C過熱蒸汽中的實(shí)驗(yàn)已不能判斷新鋯合金在壓水堆(PWR)中的耐腐蝕性能，而在加入LiOH的高溫高壓水中的試驗(yàn)結(jié)果更能代表在PWR中的腐蝕行為。

發(fā)明內(nèi)容

本發(fā)明的目的是提供一種耐腐蝕性能優(yōu)良且加工性能好的核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，該鋯合金能夠在核電站壓水堆中用作燃料元件包殼、格架等結(jié)構(gòu)材料。本發(fā)明的目的是通過添加合金元素Pd來實(shí)現(xiàn)的，其技術(shù)方案如下:
一種核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，該鋯合金的化學(xué)組成以重量百分比計(jì)為:0.5% 1.5%Sn, 0.05% 0.4%Fe，0.05% 0.3%Cr, 0.01% 0.5%Pd,余量為 Zr。上述核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，以重量百分比計(jì)，0.7% 1.5%Sn，0.2% 0.4%Fe，0.05% 0.15%Cr, 0.03% 0.3%Pd,余量為 Zr。上述核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，其Pd含量以重量百分比計(jì)優(yōu)選范圍為:0.05% 0.2% Pd。本發(fā)明的效果:本發(fā)明提供的應(yīng)用實(shí)例表明，合金在360°C/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中腐蝕時(shí)，表現(xiàn)出非常優(yōu)良的耐腐蝕性能，明顯優(yōu)于Zr-4合金，360°C /LiOH水溶液中腐蝕130天時(shí)，本發(fā)明鋯合金的腐蝕增重為61mg.dm_2，而Zr-4合金的腐蝕增重就已高達(dá)203 mg.dm_2 ;本發(fā)明的錯(cuò)合金繼續(xù)腐蝕到310天時(shí),腐蝕增重也只有156mg.dm_2。另夕卜，本發(fā)明的合金成分中只添加少量的Pd元素就能明顯提高鋯合金在360°C /LiOH水溶液中的耐腐蝕性能，并具有良好的加工性能。


圖1是本發(fā)明含鈀的鋯合金與Zr-4合金在360°C /18.6MPa / 0.01 M LiOH水溶液中的腐蝕增重曲線。
具體實(shí)施例方式下面結(jié)合實(shí)施例對本發(fā)明的耐腐蝕性能優(yōu)良的含鈀的鋯合金作進(jìn)一步詳細(xì)說明。實(shí)施例1
表1給出了根據(jù)本發(fā)明的三種典型含鈀的鋯合金材料的成分組成。
權(quán)利要求
1.一種核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，其特征在于該鋯合金的化學(xué)組成以重量百分比計(jì)為:0.5% 1.5%Sn, 0.05% 0.4%Fe，0.05% 0.3%Cr, 0.01% 0.5%Pd,余量為 Zr。
2.按權(quán)利要求1所述的核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，其特征在于:以重量百分比計(jì)，0.7% 1.5%Sn, 0.2% 0.4%Fe，0.05% 0.15%Cr, 0.03% 0.3%Pd,余量為 Zr。
3.按權(quán)利要求2所述的核電站燃料包殼用含鈀的鋯合金，其特征在于Pd含量以重量百分比計(jì)為0.05% 0.2%ο
全文摘要
本發(fā)明涉及一種核電站壓水堆燃料包殼用含鈀的鋯合金，屬鋯合金材料技術(shù)領(lǐng)域。該鋯合金的化學(xué)組成以重量百分比計(jì)為0.5%～1.5%Sn，0.05%～0.4%Fe，0.05%～0.3%Cr，0.01%～0.5%Pd，余量為Zr；其優(yōu)選范圍為0.7%～1.5%Sn，0.2%～0.4%Fe，0.05%～0.15%Cr，0.03%～0.3%Pd，余量為Zr。本發(fā)明含鈀的鋯合金在360℃/18.6MPa/0.01MLiOH水溶液中均表現(xiàn)出優(yōu)良的耐腐蝕性能，明顯優(yōu)于Zr-4合金，且加工性好，可在核電站壓水堆中用作燃料元件包殼、格架等堆芯結(jié)構(gòu)體的材料。
文檔編號C22C16/00GK103074521SQ20131001487
公開日2013年5月1日 申請日期2013年1月16日 優(yōu)先權(quán)日2013年1月16日
發(fā)明者張金龍, 姚美意, 周邦新, 李強(qiáng) 申請人:上海大學(xué)