制备核燃料组件用管的方法及由此得到的管 |
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申请号 | CN95119460.7 | 申请日 | 1995-12-29 | 公开(公告)号 | CN1135534A | 公开(公告)日 | 1996-11-13 |
申请人 | 法玛通公司; 核物质总公司; 锆管公司; | 发明人 | J-P·马东; J·瑟沃纳特; D·查奎思特; | ||||
摘要 | 该方法用于制造构成核 燃料 棒壳的管。用含50-200ppm的 铁 、0.8-1.3%(重量)铌,小于1600ppm 氧 、小于200ppm 碳 、小于120ppm 硅 的锆基 合金 制成棒;也可用含50-250ppm铁,0.8-1.3%(重量)铌,小于1600ppm氧,小于200ppm碳,小于120ppm硅的锆基合金制成棒;将该棒加热到1000-1200℃范围的 温度 ,再于 水 中急冷;在加热到600-800℃范围的温度后 挤压 成坯锭; 冷轧 该坯锭至少4道次以获得管,而在各道次间在560-620℃范围的温度下进行中间 热处理 ;在560-620℃范围的温度下进行最终热处理,全部热处理均在惰性气氛或 真空 中进行。 | ||||||
权利要求 | 1.一种制造构成核燃料棒壳的全部或外部的管或核燃料组件 的导管的方法,其特征在于: |
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说明书全文 | 本发明涉及用于构成核燃料棒壳的全部或外部,或一种导管的 锆基合金管。本发明主要的,尽管不是唯一的用途在于制造用于压水 反应堆的燃料棒的壳管的领域。迄今为止,一直采用特别是由所调的“Zircaloy4”锆基合金制造 的壳管且该锆基合金含下列组分(重量%): 1.20-1.70%锡 0.18-0.24%铁 0.07-0.13%铬 其中铁加铬总量在0.28-0.37%的范围内。通常,铁和铬含量 之比在1.38-3.42的范围内。 通常,“Zircaloy4”氧含量不超过0.16%,一般它是非常小的。 Zircaloy4壳管的机械强度是令人满意的,但在高温下压水对它 的腐蚀使其寿命不能为反应堆接受。 已推荐用含约2.5%铌的Zr-Nb合金制造壳管(US-A-4, 717,534),已发现该合金在高温含水介质中有良好的耐腐蚀性。不幸 的是该合金的热蠕变性能很差。通过加入范围为0.10-0.16%(重 量)的氧及使该壳管经最终的再结晶热处理可改进热蠕变性。尽管如 此,这类合金的热蠕变性能仍劣于其它的壳管材料。 本发明特别试图提供一种制造壳管的方法,该管可能同时达到 在高温含水介质中良好的耐腐蚀性能和令人满意的高温蠕变性,该 方法容易实施而不含有高产品率。 为此,本发明特别提供一种制造锆基合金管的方法,该合金还含 50-250ppm的铁,0.8-1.3%(重量)的铌,小于1600ppm的氧,小 于200ppm的碳,小于120ppm的硅,该方法包括: 将该棒于电炉或感应炉中加热到1000-1200℃之间后再于水 中急冷; 将该坯锭在560-620℃温度下任选地进行热处理;以及 为减少管厚进行至少4次冷轧,其中进行中间热处理和温度范 围为560-620℃的最终热处理,全部热处理都是在惰性气氛或真空 中完成的。 用此法制造的管在其用作壳管或导管前无须再作可能改变其金 相组织的热处理。尽管如此,它还要接受表面处理,而且对其进行检 验。表面处理特别是可包括喷砂、化学酸洗,接着是洗涤。表面处理 可以循环转动的带子或轮抛光来完成。检测按常规方法进行。 重要的是铁含量不超过250ppm。出乎意料地观察到,当铁含量 超过250ppm时高温蠕变性能急剧下降。实际上,范围为100- 200ppm的铁含量可得到良好的耐蠕变结果。唯一的图示出了试验 结果,该结果示出了在壳管所经受的典型条件下,对含1%铌的合金 在不同铁含量时得到的直径的变形。 挤压后避免使合金经受在大于620℃的温度下的任何的热处 理。超过此温度的热处理大大地降低耐热腐蚀性能,这如以下的腐蚀 试验结果所示,该结果是在500℃水蒸汽的高压釜中对含1%的铌的 锆合金进行均匀的腐蚀试验而得到的。 实施例1 ·中间处理:于580℃,2小时。 ·最终处理:于580℃,2小时。 实施例2 ·中间处理:于700℃,2小时。 ·最终处理:于580℃,2小时。 实施例3 ·中间处理:于700℃,2小时。 ·最终处理:于700℃,2小时。 在热高压试验中得到的质量增量如下: ·实施例1:——48mg/dm2 ·实施例2:——57mg/dm2 ·实施例3:——63mg/dm2 在三个实施例中的试样的铁含量均为150ppm。 所观察到的是,该合金呈现一种记忆现象,如在第一道次后施于 该合金的高于620℃的单一处理的效应永远不会完全忘记。 一般来说,中间热处理应在范围为565-605℃的参考温度下进 行,已发现高于580℃的中间热处理温度和约580℃的最终处理温度 对大多数的成分是特别令人满意的。 管子可用挤压的坯锭制成,特别是通过进行4或5个被范围为 560-620℃的,更有利的是接近620℃的热处理隔开的道次制成。 已发现约1200ppm的氧含量对于在再结晶合金中获得有利的 抗蠕变效果是令人满意的。 本发明还提供一种用于以压水冷却和减速的核反应堆的燃料组 件的壳管和导管,该管是用完全再结晶态的,除不可避免的杂质外含 50-250ppm铁、0.8-1.3%(重量)铌1000-1600ppm氧、小于 200ppm碳、小于120ppm硅、余量为锆的锆基合金制成的。 当检验以这种方法制成的合金时,可以看到没有βZr析出物的 排列,从腐蚀的观点看这种排列是有害的。 用铌含量范围为0.86-1.3%,铁含量范围为100-150ppm的 合金进行对比试验。 以直经为177mm的锻造棒开始的代表性的制造范围如下: ·于1050℃加热1小时后在水中急冷; ·加工成外径168mm,内径48mm的坯料; ·感应加热到650℃后挤压以得到80mm的外径和48mm的 内径; ·以5个周期,包括580℃,2小时的中间热处理轧制管;以及 ·于580℃,2小时的最终热处理 试验表明,所产生的代表高压水反应堆条件的高温含水介质中 的耐腐蚀性可与含高铌含量的已知Zr-Nb合金相比;试验还表明, 热蠕变强度比已知合金好得多,而且可与最好的“Zircaloy4”合金相 比;这样,在130MPa下,400℃,240小时后;测得了以下的蠕变直径 变形; ·Zr:1%Nb,150pp Fe,再结晶:0.5; ·从蠕变的观点优选组分的再结晶“Zircaloy4”:≤1.0%。 |