锆或铪合金的表面处理方法以及如此处理的部件技术

本发明专利技术涉及用于锆或铪合金部件的至少部分的表面处理方法，其特征在于包括至少一个将合金的表面层进行纳米组织化的操作，以便使得该合金上在至少５μｍ的厚度中具有小于或等于１００ｎｍ的晶粒尺寸，在温度小于或等于部件在其制造期间先前所经受的最后热处理操作的温度下进行该纳米组织化。本发明专利技术还涉及以这种方式处理的锆或铪合金部件。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】锆或铪合金的表面处理方法以及如此处理的部件本专利技术涉及锆合金领域，所述锆合金特别用作轻水核反应堆燃料组件的部件，特 别用作这些组件的燃料包壳或结构导向管或平坦型元件例如栅格板或带。还涉及铪合金， 其特别用于构成轻水反应堆中的控制棒，例如用作吸收压水反应堆的控制束或沸水反应堆 的控制交叉体(Croix)的中子的部件。应理解，压水型(PWR)或沸水型(BWR)轻水核反应堆的燃料组件特别由“棒”束 (即包壳，含有基于构成燃料的氧化铀的芯块)和各种结构部件(导向管、固位栅格、弹性 件、机壳、输水管等)构成，所述部件实现所述棒的定位和机械固位并且对其进行操作。所 述包壳和至少一些所述结构元件由锆合金构成，使得当有利地选择合金元素和它们的含量 时，元件具有允许中子通过的优点并且还能够具有在所涉及介质中必需的机械性能和抗腐 蚀性。在常规使用的锆合金中，可以给出下面非穷举的例子-称作“Zircaloy”且特别含有锡、铁、铬、氧而在一些情形中含有镍的合金；-Zr-Nb合金例如来自AREVA NP公司的M5 ，其含有约1_2. 5重量％的铌或者另 外其它元素，特别例如氧、铁和锡。这些组合物仅通过举例方式给出，作为本专利技术优选内容之一的指示，其适用于所 有精确组成的锆合金、以及铪合金，如下文所见。类似地应理解，为调节反应堆工作期间核反应堆的堆芯的反应性，将吸收中子 的元件向内移动(PWR反应堆)，或者在一些堆芯组件之间(BWR反应堆)沿竖直方向、沿 插入方向或沿取出方向移动，以便将较大或较小的吸收部分长度引入到堆芯组件中。压 水反应堆的控制棒由载体构成，该载体通常是可在组件导向管内滑动的指定“蛛形物 (arraignee) ”和吸收棒束。它们称作控制束。吸收棒可由任选含有另一种吸收材料的铪管或者由含大量铪的条构成。沸水反应堆的控制棒通常为板形式，所述板可按交叉状形式组装并且能够在燃料 组件的机壳之间滑动。该板可以由吸收材料(铪)构成或者由钢构成并且包含吸收材料 (例如B4C或铪)的嵌入物。它们通常称作控制交叉体。铪是最初用于民用或船用反应堆控制束的吸收中子的金属。虽然随后储备用于军 事用途，但是现今越来越多地用作轻水反应堆中的中子吸收剂，其可用性随着锆合金的发 展而得到极大提高。铪在锆矿石中以2-4%的比率存在并因其极大的中子吸收而必须从中 分离。因此，其构成了锆合金制造的副产物，并且其在反应堆控制束中的用途允许其价值得 到开发。铪与其它吸收材料相比具有的优点是对于一次冷却剂有优异的相容性，且因此其 可在没有包壳的情况下使用。其可按纯状态使用，或者按与例如下面元素的弱合金化状态 使用与锡和/或氧以提高其机械特性，与铁、铬和/或铌以提高其抗腐蚀性，以及与钼以提 高其抗磨损性。最后，由于分离铪和锆的困难，其可以包含至多2. 5%，优选最多的剩余 ,告。对于锆合金且对于铪及其合金而言，特别通过协调合金元素及其含量的选择，以经受的热处理和热机械处理(例如旋压、层叠和/或拉延操作，淬 火操作、退火操作、各种表面抛光或精加工操作)的选择，获得所需的能够取决于合金的使 用状况(疖状(nodulaire)腐蚀，全面腐蚀，应力腐蚀，辐射腐蚀等)而连续的化学性能(例 如对于来自反应堆冷却剂系统的水所致的各种类型腐蚀的抵抗性)以及机械性能(拉伸强 度、弹性极限、流阻、抗摩擦和磨损性等)。因为锆石&02层的形成，锆合金包壳的腐蚀变得明显。其导致金属质量的损失并 且因此导致金属包壳外径的减小，以及因锆的传导性是基础金属的十分之一而导致其热特 性的很大变化。在氢形成时氧化也变得明显，所述氢的一部分变得扩散在包壳中并且形成 使其变脆的氢化物。其还改变包壳表面的摩擦性能。其进一步改变包壳表面的抗磨损性能。 其进一步改变从热交换流体结晶的沉积物的成核位(所述沉积物常规地称作“CRUD”，其是 表示彻科河无鉴定沉积物(ChalkRiver Unidentified Deposit)的首字母缩略词)，并且可 以引起这些沉积物量的增加。其还降低了流体在表面上的摩擦状态，该摩擦状态对组件的 压降具有不利影响。最后，其改变气泡的成核，且因此改变在棒和热交换流体之间交换期间 的热工水力行为。在燃料组件制造和组装操作期间，在包壳上形成表面(superficiel)缺陷例如划 痕或局部微变形，特别是通过当燃料棒插入燃料组件的构架中时因燃料棒受其摩擦而产 生。这些初始表面缺陷可以加剧随后腐蚀或磨损行为的劣化。在操作期间在所述棒与其在栅格中的支承元件接触时，由于变得被捕集到栅格中 并且撞击包壳的迁移体，损伤也变得明显。在核反应堆工作期间，在堆芯中以高的向上速度 流动的冷却水引起间隔栅格内核燃料棒的小振荡运动和阻塞在组件结构中的任何杂质体。 这种称作“微振磨损(fretting) ”的现象将导致核燃料棒和接触部分之间的摩擦，这可以引 起核燃料棒包壳的磨损。该磨损可引起燃料棒包壳的穿孔，因此放射性材料和气体释放进 入反应堆冷却剂系统的水中，这可以导致反应堆的关停，用以提前拆修含有缺陷性棒的燃 料组件。此外，当包壳受到穿孔时，由引入棒内的反应堆冷却剂系统的水射解(radiolyse) 产生的氢引起包壳的严重氢化，这可导致其因变脆而破裂。当BWR控制交叉体由结构板(其通常由钢、吸收性材料的夹持嵌入物构成)时，对 于该嵌入物存在类似的微振磨损现象。铪嵌入物的氧化物表面层的磨损使其氢化并且可以 在氢化作用下由于铪的膨胀而导致控制交叉体变形。这可以导致材料的体积增加15%。这 样的变形是不可接受的，因为其可以导致控制交叉体嵌入持续时间的增加或甚至使其发生故障。此外，也由锆合金构成的燃料组件导向管由于在控制束的棒上摩擦或微振磨损而受到磨损，反之亦然。导向管的这种磨损降低金属的厚度，一直适用到其穿孔，这涉及在工作期间或者在循环之间操作期间导致热交换流体流动中断和出现危险性机械弱化的风险。束中的棒或控制交叉体的磨损同样有害，其对于机械弱化有可能导致所涉及的部件的破 m农。燃料棒的包壳是裂变产物的第一约束阻挡体，另一约束阻挡体由反应堆容器和混 凝土腔室构成。因此在正常运行(所谓一级工况)和事故运行(所谓二级工况)期间，必须确保 包壳对裂变产物的密封性。5在与二级工况相应的功率瞬变过程中，燃料中局部达到的功率可为额定功率的 2-3倍。这种功率的急速增加导致芯块显著膨胀。芯块的热膨胀使其达到包壳的热膨胀，并 导致包壳由于芯块而处于牵引的状态并且包壳内表面应力增大，达到可超过构成包壳的材 料的弹性极限的水平，从而导致包壳的损伤。此外，该机械应力在由于裂变产物例如碘造成 的侵蚀性化学环境中产生，所述裂变产物在功率瞬变过程中由燃料释放。这就是所谓的芯 块包壳相互作用(IPG)，一种可以导致包壳破裂的现象。出于安全原因，这样的包壳破裂是不允许的，因为它可导致裂变产物释放到反应 堆的反应堆冷却系统中。可想到通过对所涉及的部件进行表面处理操作来尝试解决这些不同问题。然而， 一种风险是，在这些处理操作期间，可能必须使该部件达到相对高的温度，这可削弱按照所 述制造操作获得的部件的内部冶金组织和机械性能。此外，还不希望处理部件的整个表面。例如，一些区域必须留下以允许随后的焊 接。当进行表面处理时，并本文档来自技高网...

【技术保护点】
用于锆或铪合金部件的至少部分的表面处理方法，特征在于该方法包括至少一个将合金的表面层进行纳米组织化的操作，以便使得该合金上在至少５μｍ的厚度中具有小于或等于１００ｎｍ的晶粒尺寸，在温度小于或等于该部件在其制造期间先前所经受的最后热处理操作的温度下进行该纳米组织化。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】...

【专利技术属性】
技术研发人员：D赫兹，
申请(专利权)人：阿海珐核能公司，
类型：发明
国别省市：FR[法国]