一種核動力壓水堆用鋯合金制造技術

本發明專利技術公開了一種核動力壓水堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn：0.05-0.25%，Nb：1.05-1.35%，Fe：0.15-0.45%，Cr：0.02-0.2%，Cu：0.02-0.2%，V或Bi：0-0.2%，Ni或Al：0-0.2%，O：0.06-0.16%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量為Zr及其它雜質。本發明專利技術在Zr-Sn-Nb合金基礎上，添加了其他用于改善合金性能的元素成分，并選擇了適當的組分含量，本發明專利技術提供的合金性能滿足核動力反應堆高燃耗對堆芯結構材料的要求。由這種原型合金制備的產品提高了在堆外純水特別是在氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性能，提高了在高溫蒸汽中的耐癤狀腐蝕性能。

【技術實現步驟摘要】

本專利技術屬于特種合金材料
，具體設及一種核動力壓水堆用錯合金材料。
技術介紹
錯合金由于熱中子吸收截面小，同時在高溫高壓水和蒸汽中有很好的抗腐蝕性 能，在堆內有相當好的抗中子福照性能，因而被普遍用作核動力水冷反應堆的包殼材料，也 是目前核電站反應堆唯一采用的包殼材料。在輕水反應堆的發展過程中，燃料設計對反應 堆堆忍結構部件，如燃料元件包殼、格架、導向管等，提出了很高的要求。早期，包殼材料通 常由Zr-4合金制成，之后高燃料燃耗的設計要求提高冷卻劑溫度和延長錯合金包殼在堆內 的停留時間，從而使得錯合金包殼面臨著更為苛刻的腐蝕環境，運些高要求促進了改善Zr- 4合金耐腐蝕性能的研究，同時也推動了對具有更優良耐腐蝕性能的新型錯合金的開發。 隨著核電的進一步發展，在保證核反應堆安全性的基礎上，需要提高核反應堆的 經濟性、降低核電運行成本，因而對燃料組件提出了長壽期、高燃耗、零破損的目標。運意味 著錯合金包殼的水側腐蝕加重、吸氨量增加、福照時間增長、忍塊與包殼相互作用增大和內 壓升高等，從而對錯合金的使用性能提出了更高的要求。針對核動力技術發展對燃料包殼 提出的高要求，國際上展開了新型錯合金的研究，獲得了比Zr-4合金具有更好耐腐蝕性能 的ZI化0、6635、15八54等新型錯合金。已有研究表明，現有錯合金中成分的配比并不一定在 最優范圍內，如將ZI化0合金中的Sn含量降低后，其耐腐蝕性能進一步提高;在Zr-Nb合金中 添加微量的Cu(0.05wt%)后形成的HANA-6合金也具有非常優良的耐腐蝕性能;M5合金在堆 內運行過程中出現了燃料棒或燃料組件彎曲W及抗福照生長性能差等異常現象，因此法國 在M5合金成分基礎上添加了少量的Sn及化，在保持合金優良耐腐蝕性能基礎上大幅改善了 合金的力學性能，尤其是蠕變及福照生長性能。因此，在現有錯合金的基礎上優化合金成分 配比或者添加其它合金元素還可開發出耐腐蝕性能更加優良的錯合金，W滿足燃耗不斷提 高的需要。 另外，在合金成分確定W后，采用合適的熱加工工藝還可W進一步改善合金的耐 腐蝕性能。如在Nb含量較高的錯合金中，包括ZI化0、M5及N36等，當提高熱加工的溫度后，由 于第二相的粗化和不均勻分布W及合金基體中過飽和固溶師，會引起耐腐蝕性能變差，因 而都強調要采用"低溫加工工藝"，即采用較低熱加工溫度及退火溫度的低溫加工工藝能夠 獲得細小彌散的第二相組織，從而大幅改善了合金的耐腐蝕性能及力學性能。
技術實現思路
[000引本專利技術通過對現有錯合金中的成分及配比作進一步優化，W得到一種新穎的、具 有良好耐腐蝕性能的新型錯合金。為了實現運一目的，本專利技術采取的技術方案是： 一種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn:0.05-0.25%， Nb:1.05-1.35%，Fe:0.15-0.45%，Cr:0.02-0.2%，Cu:0.02-0.2%，V或Bi:0-0.2%，Ni或Al:〇- ο. 2%，ο: ο. 06-0.16%，C:小于ο. 008%，N:小于ο. 006%，余量為Zr 及其它雜質。 -種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Βη,Ο.Οδ- Ο. 25〇/〇, Nb: 1.05-1.35〇/〇 ， 化 ： 0.15-0.45〇/〇 ， Cr: 0.02-0. 2〇/〇 ， Cu: 0.02-0. 2〇/〇 ， V或 Bi : 0-0. 2〇/〇 ， Ni 或 A1:0.005-0.2%，0:0.06-0.16%，C:小于0.008%，N:小于0.006%，余量為Zr 及其它雜質。 一種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn:0. Οδ? ?.25〇/〇，抓： 1.05-1.35〇/〇，化：0.15-0.45〇/〇，Cr:0.02-0.2〇/〇，Cu:0.02-0.2〇/〇，V或 Bi :0.01-0.2〇/〇， Ni 或 A1:0.005-0.2%，0:0.06-0.16%，C:小于0.008%，N:小于0.006%，余量為 Zr 及其它雜質。 -種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn:0. Οδ? ?.25〇/〇，抓： 1.05-1.35〇/〇，化：0.15-0.45〇/〇，Cr:0.02-0.2〇/〇，Cu:0.02-0.2〇/〇，V或 Bi :0.01-0.2〇/〇， 0:0.06-0.16%，C:小于0.008%，N:小于0.006%，余量為Zr及其它雜質。 -種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn:0. Οδ? ?. 25〇/〇，師 ：1.05-1. 35〇/〇，Fe :0.15-0.45〇/〇，燈 ：0.02-0. 2〇/〇，Cu :0.02-0. 2〇/〇，Ni 或 A1:0.005- 0.2%，0:0.06-0.16%，C:小于0.008%，N:小于0.006%，余量為Zr 及其它雜質。 -種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn:0. Οδ? ?. 25〇/〇，抓 ：1.05-1.35〇/〇，Fe :0.15-0.45〇/〇，Cr :0.02-0. 2〇/〇，Cu:0.02-0.2〇/〇，Al :0.005-0.2〇/〇,0: 0.06-0.16%，C:小于0.008%，N:小于0.006%，余量為Zr及其它雜質。 一種核動力壓水堆用錯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成:Sn:0.15%，Nb: 1.2%，Fe: 0.25%，Cr: 0.07%，Cu: 0.07%，A1:0.01%，0:0.12%，C:小于0.008%，N:小于 0.006%，余 量為Zr。 本專利技術W化-Sn-師合金體系為基，在該合金體系中添加。6、吐、〇1，可選擇性添加 其它合金元素如V或Bi、Ni或A1等，添加方式為多元少量。通過合理組合合金元素相互配比， 對合金耐腐蝕性能會產生意想不到的效果，能很大程度上提高了合金的堆外抗腐蝕性能， 預計合金在堆內具有優良的抗腐蝕性能及抗福照生長、蠕變性能。 如上所述的一種核動力壓水堆用錯合金的制備方法包括W下步驟： (1) 將錯合金中各組分按照設計成分進行配料； (2) 在真空自耗電弧爐中進行烙煉，制成合金鑄錠； (3) 將合金鑄錠在900°C-1050°C的β相區鍛造成所需形狀的巧材； (4) 將巧材在1000°C-1100°C的β相區加熱均勻化，并進行澤火處理； 巧)將澤火后的巧材在600°C-700°C的β相區進行熱加工； (6) 將熱加工后的巧材進行冷加工，并在560°C-650°C進行中間退火； (7) 在480°C-620°C內進行消除應力退火或再結晶退火處理，得到所述錯合金材料。 綜上，本專利技術的有益效果是:本專利技術在化-Sn-師合金基礎上，添加了其他用于改善 合金性能的元素成分，選擇適當的組分含量，并控制固溶、相組分、第二相晶體結構、成分及 種類，使本專利技術提供的合金性能滿足核動力反應堆高燃耗對堆忍結構材料的要求。由運種 原型合金制備的產品提高了在堆外純水特別是在氨氧化裡水溶液中的耐均勻腐蝕性能，提 高了在高溫蒸汽中的耐巧狀腐蝕性能。通過【具體實施方式】中的試驗本文檔來自技高網...

【技術保護點】
一種核動力壓水堆用鋯合金，其特征在于，按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn：0.05?0.25%，Nb：1.05?1.35%，Fe：0.15?0.45%，Cr：0.02?0.2%，Cu：0.02?0.2%，V或Bi：0?0.2%，Ni或Al：0?0.2%，O：0.06?0.16%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量為Zr及其它雜質。

【技術特征摘要】

【專利技術屬性】
技術研發人員：戴訓，張瑞謙，程竹青，易偉，陳勇，楊忠波，邱軍，
申請(專利權)人：中國核動力研究設計院，
類型：發明
國別省市：四川;51