CN102212718B - 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料 - Google Patents

一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料 Download PDF

Info

Publication number
CN102212718B
CN102212718B CN2011101584815A CN201110158481A CN102212718B CN 102212718 B CN102212718 B CN 102212718B CN 2011101584815 A CN2011101584815 A CN 2011101584815A CN 201110158481 A CN201110158481 A CN 201110158481A CN 102212718 B CN102212718 B CN 102212718B
Authority
CN
China
Prior art keywords
zirconium alloy
alloy material
low tin
percent
alloy
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN2011101584815A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102212718A (zh
Inventor
束国刚
咸春宇
刘彦章
王荣山
翁立奎
张晏玮
王锦红
耿建桥
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd, Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN2011101584815A priority Critical patent/CN102212718B/zh
Publication of CN102212718A publication Critical patent/CN102212718A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102212718B publication Critical patent/CN102212718B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料 ，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述 低锡 锆合金材料由 0.8% ～ 1.0%Nb ； 0.2%~0.5%Sn ； 0.2% ～ 0.5%Fe ； 0.06% ～ 0.14%O ； 0.05% ～ 0.1%Cu ； 0.09% ～ 0.2% 的 Cr 或 V ；以及余量为 Zr 组成，其中： Sn 和 Fe 的重量百分比之和为 0.6% ～ 1.0% 。 本发明通过大量实验研究发现，在控制锆合金中 Sn 和 Fe 的重量百分比之和在一定范围内时，加入的特定量的 Cr 或 V 能够 大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此可以提高核燃料组件的安全性、成本和效率，其中， V 还能够改进合金的力学性能，加入的特定量的 Cu 能够有助于进一步改善合金的耐腐蚀性能 。

Description

一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料
技术领域
本发明涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种能用作轻水核电厂核反应堆堆芯中的燃料棒包壳材料的耐腐蚀锆合金。
背景技术
锆的热中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能，因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役条件（辐照、高温、高压及复杂的应力）下，要发生蠕变和疲劳。蠕变性能是锆合金在水冷动力堆中工作时要考虑的重要问题之一，国内外对锆合金的蠕变进行了大量的研究。在上世纪60年代早期开发出的锆合金如Zr-4合金，其在反应堆工作温度下具有优异的机械强度、抗蠕变性、热传导性和低的中子吸收截面，并且广泛地使用至今。由于常规Zr-Sn系的Zr-4合金所能满足的核电站燃料的燃耗设计值通常为33GWd/tU，因此，为了满足高燃耗及长寿命堆芯的要求，一方面，从20世纪70年代以来许多国家都开展了改善Zr-4合金的腐蚀性研究，另一方面研究性能更好的新型锆合金，新型锆合金的开发倾向于减少或消除锡(Sn)的含量，其中最突出的成果是发展了低锡Zr-4合金，或称之为优化Zr-4合金，设计燃耗可达45GWd/tU。
中国发明专利公开CN1404532公开了一种用在核燃料覆层中的耐腐蚀性锆基合金，其含有较低含量的锡，具体的说，该锆合金中，Nb含量为0.6-2.0%，含有的Sn和Fe的含量关系为：当Sn为0.25时，Fe为0.5；当Sn为0.4时，Fe为0.35-0.50；当Sn为0.50时，Fe为0.25-0.50；当Sn为0.70时，Fe为0.05-0.50；当Sn为1.0时，Fe为0.05-0.50，Fe和Sn的含量之和大于0.75，其它另外的组成元素不超过0.5%，余量为Zr，这样的合金组成改进了Zr-Nb-Sn-Fe合金的耐腐蚀性能，提高了其在水和蒸汽中，特别是在氢氧化锂水溶液环境中的均匀耐腐蚀性。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，其具有更优异的耐腐蚀性能特别是焊缝处的耐腐蚀性能。
为解决以上技术问题，本发明采用的一种技术方案是：
一种低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn；0.2%～0.5% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1%Cu；0.09%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.6%～1.0%。
根据本发明的一个优选方面，按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb；0.3%~0.5% Sn； 0.3%～0.4% Fe； 0.06%～0.14% O；0.05%～0.1% Cu；0.1%～0.2% Cr，以及余量为Zr组成。
根据本发明的又一优选方面，按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn；0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1% Cu；0.09%～0.2%的V，以及余量为Zr组成。
本发明采取的又一技术方案是：一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn；0.2%～0.5% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1%Cu；0.09%～0.2% Cr；0.09%～0.2% V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.6%～1.0%。
上述合金配方中，C和N为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，上述合金配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本发明锆合金造成不利影响。
本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明通过大量实验研究发现，在控制锆合金中Sn和Fe的重量百分比之和在一定范围内时，加入的特定量的Cr或V能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此可以提高核燃料组件的安全性、成本和效率，其中，V还能够改进合金的力学性能，加入的特定量的Cu能够有助于进一步改善合金的耐腐蚀性能。
具体实施方式
下面结合具体的实施例对本发明做进一步说明，但本发明不限于以下实施例：
参见表1，其中给出了根据本发明的七种典型锆合金材料的成分组成。
表1 实施例1至7的锆合金组成
Figure 2011101584815100002DEST_PATH_IMAGE002
具有表1中组成的锆合金材料均按照如下步骤制备得到：将Nb、Sn、Fe、Cu、Cr、V等元素以中间合金的形式与核级海绵锆按质量百分比配料混合并压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行三次熔炼制成合金锭。铸锭经过900℃~1020℃锻造加工；再经990℃~1020℃β相固溶并淬火；再经热轧、多次冷轧、中间退火及经580℃最终退火等工序制得相应成分的锆合金板材。
将本发明所述的7种典型成分的锆合金板材及Zr-1Nb合金板材进行腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀条件为400℃、10.3MPa去离子水蒸汽以及360℃、18.6MPa去离子水，腐蚀试验时间均为100天，表1给出了该5种锆合金的化学成分。表2列出了本发明实施例在上述两种腐蚀条件下的腐蚀增重。作为对比，Zr-1Nb合金的相同试验条件的试验数据也同样在表2中列出。
表2 实施例1-7锆合金板材与Zr-1Nb合金150天腐蚀试验比较
Figure 2011101584815100002DEST_PATH_IMAGE004
从表2的数据可以看出，本发明锆合金与现有的Zr-1Nb合金相比，在高温蒸汽中具有优异的抗腐蚀性能。此外，本发明合金在360℃、18.6MPa去离子水中的腐蚀速率显著低于CN 1404532实施例的腐蚀速率。因而，本发明锆合金可以用作核反应堆芯燃料棒的包覆层、格栅以及其它结构件材料。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1. 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，其特征在于：以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn；0.2%～0.5% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1%Cu ；0.09%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.6%～1.0%。
2. 根据权利要求1所述的核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，其特征在于：按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb；0.3%~0.5% Sn；0.3%～0.4% Fe； 0.06%～0.14% O；0.05%～0.1% Cu；0.1%～0.2% Cr，以及余量为Zr组成。
3. 根据权利要求1所述的核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，其特征在于：按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn；0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1% Cu；0.09%～0.2% V，以及余量为Zr组成。
4. 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，其特征在于：以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn；0.2%～0.5% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1%Cu ；0.09%～0.2% Cr；0.09%～0.2% V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.6%～1.0%。
5. 根据权利要求4所述的核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，其特征在于：按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn；0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.05%～0.1% Cu；0.09%～0.2% Cr；0.09%～0.2% V，以及余量为Zr组成。
CN2011101584815A 2011-06-14 2011-06-14 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料 Active CN102212718B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2011101584815A CN102212718B (zh) 2011-06-14 2011-06-14 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2011101584815A CN102212718B (zh) 2011-06-14 2011-06-14 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102212718A CN102212718A (zh) 2011-10-12
CN102212718B true CN102212718B (zh) 2013-01-16

Family

ID=44744246

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2011101584815A Active CN102212718B (zh) 2011-06-14 2011-06-14 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN102212718B (zh)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9972408B2 (en) * 2011-10-21 2018-05-15 Compagnie Pour L'etude Et La Realisation De Combustibles Atomiques Method for producing nuclear fuel products with a high loading of LEU and corresponding nuclear fuel product
KR20130098618A (ko) * 2012-02-28 2013-09-05 한국원자력연구원 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법
CN103898368B (zh) * 2012-12-27 2017-05-17 中国核动力研究设计院 一种核燃料组件用锆基合金
CN104745875A (zh) * 2013-12-30 2015-07-01 上海核工程研究设计院 一种用于轻水堆较高燃耗下的锆合金材料
CN105441717B (zh) * 2016-01-06 2017-09-26 中国核动力研究设计院 一种核动力堆芯结构材料用锆基合金

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101270426A (zh) * 2008-03-24 2008-09-24 中国核动力研究设计院 用于核反应堆的锆基合金

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100382997B1 (ko) * 2001-01-19 2003-05-09 한국전력공사 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법
KR20080074568A (ko) * 2007-02-09 2008-08-13 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101270426A (zh) * 2008-03-24 2008-09-24 中国核动力研究设计院 用于核反应堆的锆基合金

Also Published As

Publication number Publication date
CN102212718A (zh) 2011-10-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102251150A (zh) 一种核反应堆用锆合金
CN102212718B (zh) 一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料
CN101935778B (zh) 一种用于核反应堆的锆基合金及其制备方法
CN103898363A (zh) 一种核动力用锆合金
CN101654751A (zh) 一种核燃料包壳用含铌锆基合金
CN102181749B (zh) 一种核压水反应堆用锆合金材料及其制备方法
CN102864338B (zh) 一种用于较高燃耗下的耐蚀性锆基合金及其制备方法
CN105483442B (zh) 核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法
CN103898361B (zh) 一种核动力堆芯用锆合金
CN102220520B (zh) 一种核反应堆燃料包壳用锆合金
CN109022915A (zh) 一种含有钼元素的高性能锆基合金及其制备方法
CN103898368A (zh) 一种核燃料组件用锆基合金
CN102212719B (zh) 一种核反应堆用低锡锆合金材料
CN101805842B (zh) 一种核燃料包壳用锆-锡-铌系耐腐蚀锆基合金
CN103589910B (zh) 核电站燃料包壳用含硫的锆铌铁合金
CN101413073A (zh) 一种用于核反应堆燃料包壳的含镁的锆铌合金
CN102220519B (zh) 一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金
CN102251149A (zh) 一种核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金
CN102140595B (zh) 一种核燃料包壳用锆合金
CN101649404B (zh) 一种核燃料包壳用耐腐蚀锆基合金
CN102251148B (zh) 核反应堆用锆合金
CN102220521B (zh) 一种核反应堆用锆合金
CN102220518B (zh) 一种核反应堆包壳材料用低锡锆合金
CN102268571A (zh) 一种锆合金材料
CN102925750B (zh) 核电站燃料包壳用含锗的锆铌合金

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C56 Change in the name or address of the patentee
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: 215004 West Ring Road, Jiangsu, Suzhou, No. 1788

Patentee after: Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd.

Patentee after: China Nuclear Power Engineering Co., Ltd.

Patentee after: China General Nuclear Power Corporation

Address before: 215004 West Ring Road, Jiangsu, Suzhou, No. 1788

Patentee before: Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd.

Patentee before: China Nuclear Power Engineering Co., Ltd.

Patentee before: China Guangdong Nuclear Power Group Co., Ltd.