一种锆锡合金材料制成的燃料元件包壳的制作方法

本发明涉及核反应堆，尤其是反应堆燃料元件及其组装中用作反应堆燃料元件的材料的选择，具体来说是以合金材料为特征的燃料元件壳体。

背景技术：

反应堆的环境条件具有高温、高压、强辐照、强腐蚀等特点，这导致对反应堆堆内核材料的性能要求极为苛刻，而包壳材料作为高温高压的冷却剂与强辐射源的核燃料的分界面，对其性能的需求更加严苛，包壳材料被称为核电的“第一道安全屏障”。核电反应堆的发展方向是提高卸料燃耗和运行功率，延长换料周期，以降低核电成本。这就要求增加燃料的燃耗，提高冷却剂的温度并调整冷却剂的ph值，使得燃料包壳的工况变得更为苛刻，包壳材料也就随着核电的发展，存在需要提高抗腐蚀，抗拉伸，抗辐射蠕变，抗吸氢脆化性能等问题，包壳材料是核反应堆芯的关键结构材料，包壳材料的技术发展是提高反应堆运行功率的关键制约技术之一。在反应堆核材料的结构材料上，有各种合金材料的研究，研究较多的材料有锆合金，不锈钢，铝合金，钒合金，碳化硅及金属复合型等材料，核反应是通过核燃料的核裂变释放中子，中子轰击周围的核燃料原子核引起新的裂变从而产生自持链式核裂变反应释放能量，所以需要有足够的中子才能够保持核裂变的持续反应，作为包裹核燃料的包壳材料，需要具有热中子吸收界面小的优点，而锆合金具有加工性能好、耐腐蚀性高、机械强度适中等优点，同时锆对2200m/s的热中子俘获界面只有0.18×10^-28m²，具有热中子吸收截面小的突出优点，能够保证核反应堆中有足够的热中子数量维持反应堆正常运行，因此成为目前实际应用中被世界各国广泛采用的包壳材料。

纯锆本身就具有良好的机械性能和耐腐蚀性能，但在冶炼和后续的加工过程中难免会引入各种杂质元素，导致其耐腐蚀性能下降。20世纪40年代初，科研工作者发现，sn的添加可以抵消c,n等杂质元素对锆的腐蚀性能造成的不利影响，同时sn的添加还可以稳定a-zr，扩大金属锆的使用温度范围。基于此，美国成功开发了第一代锆合金，即zr-1合金，zr-1合金耐一腐蚀性能虽优于工业纯锆，但实际在反应堆中使用时，腐蚀性能仍达不到工程应用要求，所以zr-1合金并未得到广泛的应用，而sn的含量也成为锆合金包壳材料中重要的技术要素；20世纪40年代中期，研究人员在熔炼zr-1合金时，由于使用的坩埚材质为不锈钢，不慎在zr-1合金中引入了fe,，cr，ni杂质，但没有料到这一偶然的失误却得到了一种具有良好腐蚀性能的新型锆合金zr-2，fe，cr，ni的引入对锆有强化作用，zr-2合金也成为当时被广泛应用的包壳材料。sn元素虽然可以提高锆的强度、抗蠕变性能和抵消杂质元素n的有害作用，但sn含量过高反而会使合金的腐蚀性能下降，后来研究人员在zr-2合金的成分上大大降低了sn的含量发展了zr-3合金，该合金的耐腐蚀性能和强度却因为未知原因均不如zr-2合金所以未被实际应用。fe，cr，ni的偶然引入虽然起到了预料不到的技术效果得到了性能良好的zr-2合金包壳材料，但在实际应用过程中发现zr-2合金在高温下腐蚀时容易吸氢，造成合金的脆化（称为“氢脆”），如美国萨凡纳河反应堆中的zr-2合金包壳管就因“氢脆”的原因而造成了早期破损事故，随后又有多起因“氢脆”而导致的反应堆燃料元件破损事故的报道，研究发现ni元素会造成锆合金吸氢，所以改进方向为降低ni元素，但其对锆强化作用的性能也随之受到影响，于是通过适当增加fe含量以补偿降低ni元素造成的锆合金力学性能丧失，由此也开发出目前最为广泛应用的zr-4合金包壳材料，所以fe和ni的含量也成为锆合金包壳材料中重要的技术要素。

目前国内使用的锆合金包壳材料主要依赖进口，国内的一些研究团队也已经开始对包壳材料进行了研究，但基于合金材料性能的偶然性，要得到一个能够在堆内使用的合金材料不仅需要足够的理论研究，更需要一定的运气，有元素材料的配比方向后，还需要通过改善制造方法来将合金内的微细析出物均匀分布在基体内来实现合金的预期性能，这些都是本领域研究的难点，研究出一种能够堆内使用的具有足够强度，抗辐射蠕变并具有较高的耐腐蚀性的核级包壳材料成为本领域亟待解决的问题。

技术实现要素：

针对上述现有技术中存在的问题，本申请人的研究团队得益于本团队的高通量实验理念和特别设计的材料性能和材料配比的相关性规律实验设计，在经过大量的材料试验后，得到了一种性能能够与目前材料相当甚至更优的包壳材料，主要目的是一种能够堆内使用的具有足够强度，抗辐射蠕变并具有较高的耐腐蚀性的核级包壳材料，以为本领域提供更多和更优的材料选择。

为实现上述目的，本发明通过如下技术方案实现：

一种锆锡合金材料制成的燃料元件包壳，所述锆锡合金材料包括如下重量百分比的元素材料：2.8-3.5的锡（sn），2.5-3.2的铁（fe），0.5-2.5的铍（be），1-1.2的锗（ge），0.03-0.035的碳（c），0.025-0.03的硅(si)，铬（cr）和镍（ni）的重量百分比之和不低于铁元素的含量并且不高于铁元素含量的两倍，余量为锆以及不可避免的其它杂质；

进一步地，所述的其它杂质的重量百分比之和不超过0.3；

进一步地，所述燃料元件包壳为管状结构，其外表面通过物理气相沉积形成有碳化硅保护层，并且碳化硅保护层的厚度大于120微米；

本发明还提出了相应的制备方法，具体为：

所述的一种锆锡合金材料制成的燃料元件包壳的制备方法包括：

步骤1，对纯锆锭和合金配比元素材料进行熔化混合以制造锆锡合金锭；

步骤2，对锆锡合金锭进行均匀化热处理；

步骤3，在均匀化热处理后进行快速水冷；

步骤4，进行初级热处理，在初级热处理结束后的冷却过程中在不同温度点进行多次高温轧制；

步骤5，在所述的多次高温轧制完成之后，通过机械研磨或者腐蚀液化学腐蚀去除表面氧化膜，随后交替进行多次热处理和低温轧制；

步骤6，回火热处理形成预期合金材料；

步骤7，通过锻造或者轧制将合金材料制造成为管状燃料元件包壳；

步骤8，将所述的燃料元件包壳置于电子辐射场内进行表面辐射改性，改性完成后通过物理气相沉积在包壳外表面沉积厚度大于120微米的碳化硅保护层。

进一步地，所述步骤2中的均匀化热处理的温度大于1200摄氏度，热处理时间为50-60分钟；

进一步地，所述步骤4的初级热处理的温度为700-720摄氏度，时间为50分钟以上；所述的高温轧制为三次，在700摄氏度，640摄氏度和600摄氏度进行不同压力的高温轧制，所述轧制采用的轧制机至少可以提供300吨压力，所述三次的高温轧制分别以轧制机的60%，40%和20%的满压力进行轧制；

进一步地，所述交替进行多次热处理和低温轧制具体为，在550摄氏度下，并在相对真空环境中进行至少3.5小时以上的热处理，热处理完成后保持相对真空环境冷却到50摄氏度以下，利用至少可以提供300吨压力的至少可以提供300吨压力满压力冷轧，冷轧完成后再次进行550摄氏度下相对真空环境中至少3.5小时以上的热处理，冷却后再次进行满压力冷轧，如此交替进行至少完成四次冷轧；

进一步地，所述相对真空环境至少为5微torr以下；

进一步地，所述回火热处理的温度为400-450摄氏度，热处理时间至少为10小时；

进一步地，所述步骤8的电子辐射场由带有高压加速电场的热发射电子枪提供，高压加速电场的电压值至少为100kv,电子枪的热阴极加载电流至少为100ma，并且在改性完成后的2小时之内进行物理气相沉积。

本发明同现有技术相比，其更优的效果在于：

1）本发明提供了一种性能能够与目前材料相当甚至更优的包壳材料，在目前低锡的研究方向上回归了高锡的技术路线，同时进行了铁含量的相应调整，取得了预料之外的效果，根据实验，本发明的包壳材料具有足够强度，抗辐射蠕变并具有较高的耐腐蚀性，为本领域提供了更多和更优的材料选择；

2）本发明针对独创性提出的高锡技术路线的锆锡合金材料，进行了针对性的制造工艺设计，通过优化热处理和轧制的温度和次数可以获得更小的合金析出物，从而进一步提高了材料的耐腐蚀性和强度，并且通过独创的表面改性工艺进行了保护层的沉积，提升了保护层与锆合金基体的匹配性，从而提高了在事故工况下的对裂变气体的束缚能力。

附图说明

图1为本发明燃料元件包壳制备方法的制造工艺流程图。

具体实施方式

下面结合附图1的流程图对本发明作进一步说明。

首先根据如下重量百分比配比对纯锆锭和合金配比元素材料进行熔化混合以制造锆锡合金锭：2.8-3.5的锡（sn），2.5-3.2的铁（fe），0.5-2.5的铍（be），1-1.2的锗（ge），0.03-0.035的碳（c），0.025-0.03的硅(si)，铬（cr）和镍（ni）的重量百分比之和不低于铁元素的含量并且不高于铁元素含量的两倍，余量为锆以及不可避免的其它杂质，其它杂质的重量百分比之和不超过0.3，根据现有技术工艺以及原材料的纯度将其它杂质控制在百分比之和不超过0.3的程度下属于常规工艺可以实现的能力范围，这里可以采用已知的熔融方法例如真空环境下使用电弧进行重熔的方法进行熔融混合，熔融方法属于现有技术这里不再赘述；

在温度大于1200摄氏度，热处理时间为50-60分钟的条件下对锆锡合金锭进行均匀化热处理，以实现析出物的充分溶解和合金元素的快速扩散；同时为了保持β相区域的均匀和合金元素的固溶状态在均匀化热处理后进行快速水冷；

初级热处理的温度为700-720摄氏度，时间为50分钟以上，初级热处理的目的是升温到α相锆和β相锆混合存在的温度区间，为了保证效果可以适当进行过渡预热；随后在700摄氏度，640摄氏度和600摄氏度进行不同压力的高温轧制，轧制采用的轧制机至少可以提供300吨压力，轧制机为市售普通轧制机，只要压力满足要求即可，所述三次的高温轧制分别以轧制机的60%，40%和20%的满压力进行轧制；

在所述的多次高温轧制完成之后，通过机械研磨或者腐蚀液化学腐蚀去除表面氧化膜，去除氧化膜的工艺现有技术中很多，这里不再赘述，随后交替进行多次热处理和低温轧制是本工艺的关键，通过试验，选择在550摄氏度下，并在相对真空环境中进行至少3.5小时以上的热处理，热处理完成后保持相对真空环境冷却到50摄氏度以下，利用至少可以提供300吨压力的至少可以提供300吨压力满压力冷轧，冷轧完成后再次进行550摄氏度下相对真空环境中至少3.5小时以上的热处理，冷却后再次进行满压力冷轧，如此交替进行至少完成四次冷轧，相对真空环境最好保持在5微torr以下以减少氧化的可能性，多次轧制的目的是通过机械压力增加基体内的能量从而可以形成动态再结晶，以形成微细晶粒，使得添加的合金元素的平均析出物的更小，强化了材料的耐腐蚀性和机械强度；

轧制完成后，进行回火热处理，回火热处理的温度为400-450摄氏度，热处理时间至少为10小时以充分去除残余应力及调节再结晶度，回火完成后就得到可以制作包壳的合金材料；

根据具体的堆型和燃料组件的规格，通过锻造或者轧制将合金材料制造成为合适尺寸的管状燃料元件包壳；

现有技术中已经采用了涂层技术对燃料元件包壳进行进一步提升性能，但往往会忽略涂层与锆合金基体匹配性问题，本发明进一步使用带有高压加速电场的热发射电子枪提供电子辐射场在沉积涂层前对包壳表面进行进一步改性，高压加速电场的电压值至少为100kv,电子枪的热阴极加载电流至少为100ma，通过电子束辐射的热效果和辐射效果使得包壳表面的细微缺陷得到进一步修复，通过对比试验，在改性完成后的2小时之内进行物理气相沉积效果最佳，沉积的保护层使用碳化硅保护层与本发明的工艺更能够较好匹配，但并不限于碳化硅保护层，在该构思公开后，可以预期，本领域可以进行更多涂层试验，碳化硅保护层在120微米以上厚度能够对裂变气体的束缚能力得到较好维持。

以下对本发明得到的包壳合金材料与现有材料进行性能对比。

通过本发明得到的合金材料在性能方面与现有材料同条件实验对比如下：进口的zr-4合金在室温和390摄氏度情况下测试得到的抗拉强度为625mpa和320mpa，屈服强度为435mpa和225mpa，延伸率为26%和30%，在过热蒸汽中zr-4在80天左右发生了腐蚀增重明显增加；本发明的合金材料在室温和390摄氏度情况下测试得到的抗拉强度为720mpa和360mpa，屈服强度为442和258mpa，延伸率为27%和32%，在过热蒸汽中与zr-4合金的增重大小和速度差异不大，但是没有发生腐蚀增重明显增加的突变情况，从这些性能参数看来，本发明提供的材料已经可以与进口材料相当甚至更优。

以上所述，仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，可轻易想到变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内。因此，本发明的保护范围应以所述权利要求的保护范围为准。