專利名稱：一種核反應堆包殼材料用低錫鋯合金的制作方法
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(jié)構(gòu)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。燃料元件在服役條件(輻照、高溫、高壓及復雜的應力)下，要發(fā)生蠕變和疲勞。蠕變性能是鋯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)外對鋯合金的蠕變進行了大量的研究。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(nèi)容
本發(fā)明所要解決的技術問題是提供一種錫含量更低的核反應堆包殼材料用低錫鋯合金，其具有優(yōu)良的抗腐蝕性和良好的力學性能。為解決以上技術問題，本發(fā)明采用的技術方案是
一種核反應堆包殼材料用低錫鋯合金，以所述低錫鋯合金的總重量為基準，所述低錫鋯合金由如下組分組成:Nb 0. 1% 0. 4%、Sn 0. 2% 0. 5%、Fe 0. 35% 0. 5%,Cr 0. 15% 0.30%、Cu 0. 1% 0. 2%、0 600 1200ppm、C < lOOppm、N 彡 80ppm 以及 Zr 余量，其中，低錫鋯合金中，Nb與佝的重量比彡1，!^e與Cr的重量比為1. 4 1. 7:1。優(yōu)選地，核反應堆包殼材料用低錫鋯合金，按重量份計，組成為Nb 0. 3%、Sn 0. 5%、Fe 0. 35%,Cr 0. 25%,Cu 0. 1%、0 600 1200ppm、C ( 100ppm、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(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)明鋯合金造成不利影響。本發(fā)明與現(xiàn)有技術相比具有以下優(yōu)點本發(fā)明是對低錫合金的優(yōu)化設計，通過對原有合金配方進行調(diào)整，使得在Sn含量大幅降低時，仍然具有低錫合金所具備的各項性能例如優(yōu)異的抗腐蝕性能，滿足核反應堆包殼材料應用要求。
具體實施例方式下面結(jié)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 用核級海綿鋯Ur含量大于97%)、Nb、Sn、Fe、Cu、Cr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行多次熔煉制成合金錠；對鑄錠取樣進行化學成分分析，合金成分見表1。鑄錠經(jīng)過鍛造、熱軋、冷軋、退火等工序制得相應成分的鋯合金板材，并制備成腐蝕樣品進行高壓釜腐性能測試。對本發(fā)明的實施例1-8的八種鋯合金板材和已有的低錫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. 3MPa去離子水蒸汽和427°C 水蒸汽。表1給出了根據(jù)本發(fā)明的實施例1-8的低錫鋯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。作為對比，低錫&_4合金的相同試驗條件的試驗數(shù)據(jù)也同樣在表1中列出。表1實施例1-8和低錫合金的鋯合金組成及耐腐蝕性能
權(quán)利要求
1.一種核反應堆包殼材料用低錫鋯合金，其特征在于以所述低錫鋯合金的總重量為基準，所述低錫鋯合金由如下組分組成Nb 0. 1% 0. 4%、Sn 0. 2% 0. 5%、Fe 0. 35% 0. 5%,Cr 0. 15% 0. 30%,Cu 0. 1% 0. 2%、0 600 1200ppm、C 彡 100ppm、N 彡 80ppm 以及 ^ 余量，其中，低錫鋯合金中，Nb與狗的重量比< 1，!^e與Cr的重量比為1. 4 1.7:1。
2.根據(jù)權(quán)利要求1所述的核反應堆包殼材料用低錫鋯合金，其特征在于按重量份計，所述低錫鋯合金的組成為Nb 0. 3%、Sn 0. 5%、Fe 0. 35%, Cr 0. 25%、Cu 0. 1%、0 600 1200ppm、C 彡 lOOppm、N 彡 80ppm 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低錫鋯合金，以所述低錫鋯合金的總重量為基準，所述低錫鋯合金由如下組分組成Nb 0.1%～0.4%、Sn 0.2%～0.5%、Fe 0.35%～0.5%、Cr 0.15%～0.30%、Cu 0.1%～0.2%、O 600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，低錫鋯合金中，Nb與Fe的重量比≤1，F(xiàn)e與Cr的重量比為1.4～1.7∶1。本發(fā)明是對低錫Zr-4合金的優(yōu)化設計，通過對原有合金配方進行調(diào)整，使得在Sn含量大幅降低時，仍然具有低錫Zr-4合金所具備的各項性能例如優(yōu)異的抗腐蝕性能，滿足核反應堆包殼材料應用要求。
文檔編號C22C16/00GK102220518SQ201110147669
公開日2011年10月19日 申請日期2011年6月2日 優(yōu)先權(quán)日2011年6月2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