專利名稱：一種核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金的制作方法
技術領域：
本發(fā)明涉及鋯合金材料領域，尤其是涉及一種能用作輕水核電廠核反應堆堆芯中的燃料棒包殼材料的耐腐蝕鋯合金。
背景技術：
鋯的熱中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高溫水腐蝕性能和力學性能，因此在水冷核反應堆中鋯合金被廣泛用作燃料棒的包殼材料和核反應堆芯的結構元件。隨著核動力反應堆技術朝著提高燃料燃耗和降低燃料循環(huán)成本、提高反應堆熱效率、提高安全可靠性的方向發(fā)展，對關鍵核心部件燃料元件包殼材料鋯合金的抗腐蝕性能、吸氫性能、力學性能及輻照尺寸穩(wěn)定性等性能提出了更高的要求。在上世紀60年代早期開發(fā)出的鋯合金如合金，其在反應堆工作溫度下具有優(yōu)異的機械強度、抗蠕變性、熱傳導性和低的中子吸收截面，并且廣泛地使用至今。由于常規(guī)系的合金所能滿足的核電站燃料的燃耗設計值通常為33GWd/tU，因此，為了滿足高燃耗及長壽命堆芯的要求，一方面，從20 世紀70年代以來許多國家都開展了改善合金的腐蝕性研究，另一方面研究性能更好的新型鋯合金，新型鋯合金的開發(fā)傾向于減少或消除錫(Sn)的含量，其中最突出的成果是發(fā)展了低錫合金，或稱之為優(yōu)化合金，設計燃耗可達45GWd/tU。

發(fā)明內容
本發(fā)明所要解決的技術問題是提供一種新型的核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，其綜合性能優(yōu)異，特別是在高溫蒸汽中具有優(yōu)良的抗腐蝕性。為解決以上技術問題，本發(fā)明采用的一種技術方案是一種核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，以所述鋯-錫-鈮系鋯合金的總重量為基準，其由如下組分組成Nb 0. 9% 1. l%、Sn 0. 3% 0. 7%、Fe 0.3% 0.4%、 Cu 0. 01% 0. l%、Ni 0. 05% 0. 1%、0 900 1600ppm 以及 Zr 余量。優(yōu)選地，按重量份計，所述鋯-錫-鈮系鋯合金的組成為Nb 0. 9% 1. 1%、Sn 0.3% 0.5%、Fe 0.3% 0.4%、Cu 0. 04% 0. 06%、Ni 0. 05% 0.1%、0 900 1200ppm以及&余量?；蛘撸景l(fā)明還可通過如下方案來實現(xiàn)一種核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，以鋯-錫-鈮系鋯合金的總重量為基準，其由如下組分組成Nb 0.9% 1. l%,Sn 0.3% 0.7%、Fe 0.3% 0.4%、Cu 0. 01 % 0. 1 %、Ni 0.08% 0.1%、V 0. 15% 0. 2%,0 900 1600ppm 以及 Zr 余量。優(yōu)選地，所述鋯-錫-鈮系鋯合金的組成為Nb 0.9% 1.1%、Sn 0. 3 % 0. 5%, Fe 0. 3% 0. 4%、Cu 0. 04% 0. 06%、Ni 0. 08% 0. 1%、V 0. 15% 0. 2%、0 900 1200ppm以及Zr余量。本領域的一般技術人員應當了解，上述合金配方中可能還包括的一些從原料中帶來的其它不可避免的雜質成分，這些雜質成分以不可避免的量存在時不會對本發(fā)明鋯合金造成不利影響。上述的鋯-錫-鈮系鋯合金的制備方法包括如下步驟(1)將合金元素以中間合金的形式與核級海綿鋯按質量百分比配料混合并壓制成電極，采用真空自耗電弧爐進行三次熔煉制成合金錠；(2)合金錠經過900°C 1020°C鍛造加工，在990°C 1050°C進行固溶并淬火得到坯錠；(3)在550°C 600°C熱加工坯錠；(4)對熱加工過的坯錠冷加工三次，其間在550°C 600°C進行中間退火；(5)在570°C 600°C下對冷加工過的坯錠進行最終退火。本發(fā)明與現(xiàn)有技術相比具有以下優(yōu)點本發(fā)明是具有新型合金成分的鋯-錫-鈮系鋯合金，該合金在高溫蒸汽中顯示了優(yōu)異的抗腐蝕性能，特別是其長期抗腐蝕性能優(yōu)異， 適用作核反應堆包殼材料。
具體實施例方式下面結合具體的實施例對本發(fā)明做進一步說明，但本發(fā)明不限于以下實施例將合金元素以中間合金的形式與核級海綿鋯按質量百分比配料混合并壓制成電極，采用真空自耗電弧爐進行三次熔煉制成合金錠；對鑄錠取樣進行化學成分分析，合金成分見表1。鑄錠經過900°C 1020°C鍛造加工；再經990°C 1020°C β相固溶并淬火；再經熱軋、多次冷軋、中間退火及經580°C最終退火等工序制得相應成分的鋯合金板材，成品制備成腐蝕樣品進行高壓釜腐性能測試。對本發(fā)明的10種鋯合金板材的鋯合金板材進行腐蝕性能試驗。腐蝕試驗在高壓釜中進行，腐蝕條件為400°C /10. 3ΜΙ^過熱蒸汽，腐蝕時間均為14天、70天、100天、146天、 200天，表1給出了該10種鋯合金的成分配比。表2列出了本發(fā)明實施例和對比例在上述腐蝕條件下的腐蝕增重(mg/dm2)。表1實施例1至10的鋯合金及&-lNb合金組成
[002權利要求
1.一種核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，其特征在于以所述鋯-錫-鈮系鋯合金的總重量為基準，所述鋯-錫-鈮系鋯合金由如下組分組成Nb 0.9% 1. 1%, Sn 0. 3% 0. 7%, Fe 0. 3% 0. 4%, Cu 0. 01% 0. 1%、Ni 0. 05% 0. 1%、0 900 1600ppm以及&余量。
2.根據權利要求1所述的核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，其特征在于按重量份計，所述鋯-錫-鈮系鋯合金的組成為Nb 0.9% 1.1%、Sn 0.3% 0.5%、Fe 0. 3% 0. 4%,Cu 0. 04% 0. 06%,Ni 0. 05% 0. 1%,0 900 1200ppm 以及 Zr 余量。
3.一種核反應堆包殼材料用鋯_錫_鈮系鋯合金，其特征在于所述鋯_錫_鈮系鋯合金的總重量為基準，所述鋯-錫-鈮系鋯合金由如下組分組成Nb 0.9% 1. 1%、Sn 0.3% 0.7%、Fe 0.3% 0.4%、Cu 0. 01 % 0. 1 %、Ni 0.08% 0.1%、V 0. 15% 0. 2%,0 900 1600ppm 以及 Zr 余量。
4.根據權利要求3所述的核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，其特征在于所述鋯-錫-鈮系鋯合金的組成為Nb 0.9% 1. l%、Sn 0.3% 0.5%、Fe 0.3% 0.4%、 Cu 0. 04% 0. 06%,Ni 0. 08% 0. 1%,V 0. 15% 0. 2%,0 900 1200ppm 以及 Zr 余量。
全文摘要
本發(fā)明公開了一種核反應堆包殼材料用鋯-錫-鈮系鋯合金，以所述鋯-錫-鈮系鋯合金的總重量為基準，其由如下組分組成Nb 0.9％～1.1％、Sn 0.3％～0.7％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.01％～0.1％、Ni 0.05％～0.1％、O 900～1600ppm以及Zr余量。本發(fā)明通過對原有鋯-錫-鈮系鋯合金配方進行調整，提高了合金在高溫蒸汽中的抗腐蝕性能，特別是長期抗腐蝕性能。
文檔編號C22C16/00GK102251149SQ20111018005
公開日2011年11月23日 申請日期2011年6月30日 優(yōu)先權日2011年6月30日
發(fā)明者張晏瑋, 王榮山, 王錦紅, 翁立奎, 耿建橋 申請人:中國廣東核電集團有限公司, 蘇州熱工研究院有限公司