專利名稱:一種核反應(yīng)堆用鋯合金材料的制作方法
技術(shù)領(lǐng)域：
本發(fā)明涉及鋯合金材料領(lǐng)域，尤其是涉及一種能用作輕水核電廠核反應(yīng)堆堆芯中的燃料棒包殼材料的耐腐蝕鋯合金材料。
背景技術(shù)：
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(xué)性能，因此在水冷核反應(yīng)堆中鋯基合金被廣泛用作燃料棒的包殼材料和核反應(yīng)堆芯的結(jié)構(gòu)元件。隨著核動力反應(yīng)堆技術(shù)朝著提高燃料燃耗和降低燃料循環(huán)成本、提高反應(yīng)堆熱效率、提高安全可靠性的方向發(fā)展，對關(guān)鍵核心部件燃料元件包殼材料鋯基合金的抗腐蝕性能、吸氫性能、力學(xué)性能及輻照尺寸穩(wěn)定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役條件(輻照、高溫、高壓及復(fù)雜的應(yīng)力)下，要發(fā)生蠕變和疲勞。蠕變性能是鋯基合金在水冷動力堆中工作時要考慮的重要問題之一，國內(nèi)外對鋯基合金的蠕變進(jìn)行了大量的研究。在上世紀(jì)60年代早期開發(fā)出的鋯基合金如Zr-4合金，其在反應(yīng)堆工作溫度下具有優(yōu)異的機(jī)械強(qiáng)度、抗蠕變性、熱傳導(dǎo)性和低的中子吸收截面，并且廣泛地使用至今。由于常規(guī)Zr-Sn系的Zr-4合金所能滿足的核電站燃料的燃耗設(shè)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(jì)70年代以來許多國家都開展了改善Zr-4合金的腐蝕性研究，另一方面研究性能更好的新型鋯基合金，新型鋯基合金的開發(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Zr-4合金，或稱之為優(yōu)化Zr-4合金，設(shè)計燃耗可達(dá)45GWd/tU。
中國發(fā)明專利申請200810084446.1公開了用于核反應(yīng)堆的鋯基合金，其中公開了一種合金組份如下:Sn 0.65% 1.2% ;Nb 0.2% 0.45%、Fe 0.2% 0.4%、Cr
0.01% 0.2%、0 0.06% 0.15%, V 0.002% 0.2%,C 0.012 0.015%,N 0.006%
0.008%以及余量為Zr。該鋯 基合金具有優(yōu)良的耐均勻和癤狀腐蝕性能，具有較高的抗蠕變和疲勞性，具有抗輻照生長性能。該合金雖然具有上述的優(yōu)點(diǎn)，但是錫含量仍然較高。

發(fā)明內(nèi)容
本發(fā)明所要解決的技術(shù)問題是克服現(xiàn)有技術(shù)的不足，提供一種錫含量更低的核反應(yīng)堆用鋯合金材料，其具有優(yōu)良的抗腐蝕性和良好的力學(xué)性能。
為解決以上技術(shù)問題，本發(fā)明采用如下技術(shù)方案:
一種核反應(yīng)堆用鋯合金材料，以所述鋯基合金材料的總重量為基準(zhǔn)，其由如下組分組成:Nb 0.9% 1.l%,Sn 0.45% 0.55%,Cu 0.01% 0.1%,Ν 0.05% 0.15%,Cr 0.05% 0.15%、O 600 1400ppm、C 彡 IOOppm, N ^ 80ppm 以及 Zr 余量。
優(yōu)選地，上述合金材料中，Ni與Cr的含量之比為0.9 1.1: I。
根據(jù)本發(fā)明的一個典型合金配方為:Nb 1%, Sn 0.5%, Cu 0.05%, Ni0.1%, Cr
0.1 % > O 600 1400ppm、C ^ lOOppm、N ^ 80ppm 以及 Zr 余量。
上述合金配方中，C和N為從原料中帶來的不可避免的雜質(zhì)，本領(lǐng)域的一般技術(shù)人員應(yīng)當(dāng)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(zhì)成分，這些雜質(zhì)成分以不可避免的量存在時不會對本發(fā)明鋯基合金造成不利影響。
本發(fā)明與現(xiàn)有技術(shù)相比具有以下優(yōu)點(diǎn):本發(fā)明對已有鋯合金配方進(jìn)行優(yōu)化設(shè)計，使得在Sn含量較小時，仍然具有優(yōu)異的抗腐蝕性和良好的力學(xué)性能。
具體實施方式
下面結(jié)合具體的實施例對本發(fā)明做進(jìn)一步說明，但本發(fā)明不限于以下實施例:
用核級海綿鋯(Zr含量大于97% )、Cr、N1、Cu、Nb和Sn元素以中間合金的形式按質(zhì)量百分比配料并采用真空電弧爐進(jìn)行多次熔煉制成合金錠；對鑄錠取樣進(jìn)行化學(xué)成分分析，合金成分見表I。鑄錠經(jīng)過鍛造、熱軋、冷軋、退火等工序制得相應(yīng)成分的鋯基合金板材。
對本發(fā)明的實施例1-8的八種鋯基合金板材及對比例低錫Zr-4合金進(jìn)行腐蝕性能試驗。腐蝕試驗在高壓釜中進(jìn)行，腐蝕條件為400°C /10.3MPa過熱蒸汽和427°C/10.3MPa過熱蒸汽。表I給出了根據(jù)本發(fā)明的實施例1-8和對比例低錫Zr-4合金的鋯基合金的成分配比及它們各自在上述腐蝕條件下的腐蝕速率及相對腐蝕速率。
表I實施例1-8的鋯合金組成及耐腐蝕性能
權(quán)利要求
1.一種核反應(yīng)堆用鋯 合金材料，其特征在于:以所述鋯基合金材料的總重量為基準(zhǔn)，所述鋯基合金材料由如下組分組成:Nb 1.0%,Sn 0.5%,Cu 0.05%,Ni 0.l%,Cr 0.1%、O 980ppm、C ≤ lOOppm、N ≤ 80ppm 以及 Zr 余量。
專利摘要
本發(fā)明公開了一種核反應(yīng)堆用鋯合金材料，以所述鋯合金材料的總重量為基準(zhǔn)，其由如下組分組成Nb 0.9％～1.1％、Sn 0.45％～0.55％、Cu 0.01％～0.1％、Ni 0.05％～0.15％、Cr 0.05％～0.15％、O 600～1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。通過一系列的實驗數(shù)據(jù)表明，本發(fā)明與現(xiàn)有的低錫Zr-4合金相比，在427℃高溫蒸汽中具有更為優(yōu)異的抗腐蝕性能，滿足核反應(yīng)堆材料的應(yīng)用要求。
文檔編號G21C3/07GKCN102230109 B發(fā)布類型授權(quán) 專利申請?zhí)朇N 201110180102
公開日2013年6月12日 申請日期2011年6月30日
發(fā)明者王榮山, 王錦紅, 翁立奎, 耿建橋, 張晏瑋 申請人:蘇州熱工研究院有限公司, 中國廣東核電集團(tuán)有限公司導(dǎo)出引文BiBTeX, EndNote, RefMan專利引用 (3),