一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金及其制備方法
【技術領域】
[0001] 本發(fā)明屬于鋯合金材料技術領域，具體涉及一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金及 其制備方法。
【背景技術】
[0002] 鋯合金由于其極小的中子吸收截面、適中的力學性能、良好的加工性能以及優(yōu)異 的抗腐蝕性能，長期以來一直作為核反應水冷堆的包殼材料及其他堆芯部件材料如壓力 管、燃料通道、燃料定位格架等。隨著核電工業(yè)的進一步發(fā)展，為了增加核電的競爭力，降低 核電成本，提高燃料燃耗、延長換料周期等要求被提上議程，這就對核燃料包殼用鋯合金的 性能提出了更高的要求，包括對腐蝕性能、吸氫性能、力學性能及輻照尺寸穩(wěn)定性等，其中 耐水側腐蝕是問題的焦點。
[0003] 近年來，為滿足反應堆燃料組件長壽期、高燃耗、零破損的要求，世界各國都對現(xiàn) 有的鋯合金進行改進，以提高其綜合性能。這種努力大致可以分為兩個方向：其一是改變鋯 合金中合金元素的成分、比例和加工工藝；其二是對現(xiàn)有鋯合金進行表面改性處理。這兩 方面的努力都取得了一定的成果，有效地提高了鋯合金的安全性和經(jīng)濟性，目前主要使用 Zr-2合金、Zr-4合金、M5?合金、E635合金、ZIRLO?合金等。
[0004] 美國西屋公司開發(fā)的ZIRL0合金（專利US4649023)屬于Zr-Sn-Nb系，含有 0· 7-1. 5wt%Sn、0. 07-0. 14wt%Fe、0. 5-2.Owt%Nb，兼顧了Zr-Sn系和Zr-Nb系兩者的優(yōu) 點。以Zr-Nb體系的加工性為基礎，加入Sn提高其強度，加入少量鐵提高其在LiOH溶液中 的耐蝕性能。在堆內(nèi)外測試中ZIRL0合金表現(xiàn)出了優(yōu)異的性能，與Zr-4合金相比其腐蝕速 率降低了 40%，輻照長大速率減小了 50%，蠕變速率也降低了 20%。ZIRL0合金已于1991 年投入商用，截至到2003年，美國已經(jīng)有41座核電站的使用的核燃料采用了ZIRL0合金的 包殼管。
[0005] M5合金（Zr-0. 8~1. 2wt%Nb-0. 09~0· 15wt% 0)是法國法瑪通公司開發(fā)的 Zr-Nb-Ο系鋯合金，其特點是采用低溫加工，熱處理在Zr-Nb平衡相圖的a-Zr+β-Nb相區(qū) 內(nèi)進行，得益于低溫工藝，其組織是晶粒細小的α-Zr，以及彌散均勻分布的細小β相，且 β相為β-Nb，不出現(xiàn)對性能不利的β-Zr。試驗證明，即使燃耗提升至65GW*d/tU的情況 下，M5合金的氧化速率也相當小，同時其腐蝕性能、蠕變性能、吸氫性能以及輻照增長相對 于改進型Zr-4合金都有了顯著的改善。
[0006] 中國近兩年最新公布的專利號為200810232542. 6的含鎂的鋯鈮合金的組成 成分為Nb0.8%-1.2%、Mg0·02%-0·5%、0 700ppm-1400ppm、余量為Zr;專利號為 200810232541. 1 的含Cu的鋯鈮合金的組成成分為Nb0· 6-1. 2%，Cu0· 004% -0· 15%，S 10ppm-25ppm，0 0· 06% -0· 16%，余量為Zr;專利號為 200910023973. 6 的一種核燃料包殼 用含鈮鋯基合金，其中Nb0.75%~1.3%，F(xiàn)e0~0.3%，Bi0~0.3%，Cu0~0.5%，Te 0· 01%~1%，SOppm~150ppm，0 0· 07%~0· 15%，其余為Zr;專利號為 201010137351. 9 的一種核燃料包殼用鋯-錫-鈮系耐腐蝕鋯基合金，其中Sn0.6~1.4%，Nb0.10~ 1. 5%，F(xiàn)e0· 1 ~0· 5%，Cr0· 02 ~0· 3%，MgO0· 005 ~0· 5%，Ce02 0 ~0· 5%，Υ203 0 ~ 0· 5%，Si02 0 ~0· 015%，V203 0 ~0· 03%，Ο0· 07%~0· 15%，其余為Zr;以上專利都是 通過添加合金元素提高鋯合金的耐腐蝕性能，綜上所述，添加合適的合金元素及設計組分 配比是開發(fā)具有更高的耐腐蝕性能及機械性能新鋯合金有效途徑之一。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0007] 本發(fā)明所要解決的技術問題在于針對上述現(xiàn)有技術中的不足，提供一種核反應堆 燃料包殼用鋯鈮合金，該鋯鈮合金具有優(yōu)良的耐腐蝕性能和力學性能，且可加工性強，適用 于作為核反應堆的結構材料及燃料包殼材料。
[0008] 為解決上述技術問題，本發(fā)明采用的技術方案是：一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮 合金，其特征在于，由以下質量百分比的成分組成：Nb0.8%~1.5%，F(xiàn)e0.03%~0.3%， 〇10.01%~0.2%，]\% 0.003%~0.2%，0 70(^口111~140(^口111，余量為21及不可避免的 雜質；所述鋯鈮合金的耐腐蝕性能滿足：在溫度為360°C，壓力為18. 6MPa的條件下將所述 鋯鈮合金浸入去離子水中腐蝕200天后，腐蝕增重不大于55mgΜπι2;在溫度為400°C，壓力 為10. 3MPa的條件下將所述鋯鈮合金置于去離子水蒸汽氛圍中腐蝕200天后，腐蝕增重不 大于 100mg·dm2。
[0009] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的 成分組成：Nb0.8%~1.2%,Fe0.05%~0.15%，Cu0.01%~0.1%，Mg0.003%~ 0· 1 %，0 900ppm~1200ppm，余量為Zr及不可避免的雜質。
[0010] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb1.05%，F(xiàn)e0· 17%，Cu0· 12%，Mg0.02%，0 700ppm，余量為Zr及不可避免 的雜質。
[0011] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb1.0%，F(xiàn)e0.05%，Cu0· 1%，Mg0.01%，0 900ppm，余量為Zr及不可避免的 雜質。
[0012] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb1.2%，F(xiàn)e0· 15%，Cu0.03%，Mg0.02%，0lOOOppm，余量為Zr及不可避免 的雜質。
[0013] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb0.9%，F(xiàn)e0.03%，Cu0· 15%，Mg0· 12%，0 1400ppm，余量為Zr及不可避免 的雜質。
[0014] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb0.8%，F(xiàn)e0.3%，Cu0.01%，Mg0.003%，0 1300ppm，余量為Zr及不可避免 的雜質。
[0015] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb1. 5%，F(xiàn)e0· 15%，Cu0· 2%，Mg0· 15%，0lOOOppm，余量為Zr及不可避免的 雜質。
[0016] 上述的一種核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金，其特征在于，由以下質量百分比的成 分組成：Nb1.0%，F(xiàn)e0.08%，Cu0.01%，Mg0.008%，0 1200ppm，余量為Zr及不可避免 的雜質。
[0017] 另外，本實施例還提供了一種制備上所述核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金的方法， 其特征在于，包括以下步驟：
[0018] 步驟一、以核級海綿錯、銅肩和鎂粒為原料恪煉制備Zr-Cu-Mg中間合金，所述 Zr-Cu-Mg中間合金中Cu的質量含量為5%~50%，Mg的質量含量為5%~20%，余量為 錯；
[0019] 步驟二、以核級海綿錯和銀肩為原料恪煉制備Zr-Nb中間合金，所述Zr-Nb中間合 金中Nb的質量含量為20 %~60%，余量為鋯；
[0020] 步驟三、以核級海綿錯、鐵肩、氧化錯、步驟一中所述Zr-Cu-Mg中間合金和步驟二 中所述Zr-Nb中間合金為原料，熔煉制備得到核反應堆燃料包殼用鋯鈮合金。
[0021] 本發(fā)明與現(xiàn)有技術相比具有以下優(yōu)點：
[0022] 1、本發(fā)明中鈮是一種β相穩(wěn)定元素，鈮對鋯有較高的