本发明专利技术属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种用于水冷核反应堆的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.15-0.30，V或Mo：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.02，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。本发明专利技术在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，本发明专利技术提供的合金性能满足水冷核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的管板材产品提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
【技术实现步骤摘要】
【专利摘要】本专利技术属于特种合金材料
，具体涉及一种用于水冷核反应堆的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.15-0.30，V或Mo：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.02，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。本专利技术在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，本专利技术提供的合金性能满足水冷核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的管板材产品提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过【具体实施方式】中的试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。【专利说明】—种用于水冷核反应堆的锆基合金
本专利技术属于特种合金材料
，具体涉及一种用于水冷核反应堆的锆基合金。
技术介绍
锆合金由于具有中子吸收截面低、优良的抗腐蚀性能和力学性能等优点而被广泛用作核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆内构件。在压水反应堆的发展过程中，燃料设计对反应堆堆芯结构部件，如燃料元件包壳、格架、导向管等，提出了很高的要求，早期，这些部件通常由Zr-4合金制成。高燃料燃耗的设计，要求延长这些部件在堆内的停留时间和提高冷却剂温度，从而使得锆合金部件面临着更为苛刻的腐蚀环境，这些高要求促进了改善Zr-4合金的耐腐蚀性能的研究，推动了对具有更优良的耐腐蚀性能的新型锆合金的开发。针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了新型锆合金的研究。如在第十届锆合金国际研讨会上，GEORGE P.SABOL报告了“ZIRL0和Zr-4合金的堆内腐蚀行为，，(“ In-Reactor Corrosion Performance of ZIRLO andZircaloy-4，，，Zirconiumin the Nuclear Industry:Tenth International Symposium, ASTM STP 1245,A.M.Gardeand E.R.Bradley, Eds., American Society for Testingand Materials, Philadelphia,1994，pp.724-744)，展示了 ZIRLO比Zircaloy-4具有更好的堆内耐腐蚀性能。在第十一届锆合金国际研讨会上俄罗斯的Nikulina，A.V.报告了 “用作VVER和RBMK堆芯燃料棒包壳和部件材料的 E635 错合金” (“Zirconium Alloy E635 as a Material for FuelRod Cladding and OtherComponents of VVER and RBMK Cores，，，Zirconium in theNuclear Industry:Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, E.R.Bradleyand G.P.Sabolj Eds., American Society for Testing and Materials, Philadelphia，1996，pp.785-804)，公布了 E635 的成分为 Zr_l.0 ~1.4wt%Nb-0.9 ~1.lwt%Sn-0.3 ~0.5wt%Fe，该合金的堆外性能优于Zircaloy-4和EllO合金。在第十二届错合金国际研讨会上法国的Jean-Paul Mardon报告了 “成分和制造工艺对M5合金堆内外性能的影口向，，(“Influence of Composition and Fabrication Process on Out-of-Pile andIn-PileProperties of M5 Alloy, Zirconium in the Nuclear Industry:TwelfthInternationalSymposiumj ASTM STP 1354，Sabol，G，P，Moan，G.D.，Eds.，American SocietyforTesting and Materials, West Conshohockenj 2000，pp.505~524)，公布了在高燃耗下O 65GWd)耐腐蚀性能优于Zircaloy-4的M5合金(Zr-lNb-O)。在第十六届错合金国际研讨会上美国的A.M.Garde报告了“压水堆用先进错合金”(“Advanced Zirconium Alloyfor PWR Application, Zirconium in the NuclearIndustry: sixteenth InternationalSymposium, ASTM STP 1529，2010，pp.784~826)，公布了堆内外性能优于 ZIRLO 合金的 X5A合金(Zr-0.5Sn-0.3Nb_0.35Fe_0.25Cr)0已有研究表明，现 有锆合金中成分的配比并不一定在最优范围内，如将ZIRLO合金中的Sn含量降低后，其耐腐蚀性能进一步提高(Yuehj H.K.，Kesterson, R.L., Comstock, R.J., et al., Improved ZIRLOTM cladding performancethrough chemistryand process modifications.Zirconium in the Nuclear Industry:FourteenthInternational Symposium, ASTM STP1467, 2004, pp.330-346.);在 Zr-Nb 合金中添加微量的Cu (0.05wt%)后形成的HANA-6合金也具有非常优良的耐腐蚀性能(Park J.Y.，Choi, B.K., Yoo, S.J.Jeong Y.H., Corrosion behaviorand oxide properties of Zr - 1.lwt%Nb -0.05wt%Cu alloy, J.Nuc1.Mater.，359(2006)59 - 68.) ；M5 合金在堆内运行过程中出现了燃料棒或燃料组件弯曲以及抗辐照生长性能差等异常现象，因此法国在M5合金成分基础上添加了少量的Sn及Fe，在保持合金优良耐腐蚀性能基础上大幅改善了合金的力学性能，尤其是蠕变及辐照生长性能。因此，在现有锆合金的基础上优化合金成分配比或者添加其它合金元素还可开发出耐腐蚀性能更加优良的锆合金，以满足燃耗不断提高的需要。在压水堆中主要考虑锆合金的均匀腐蚀问题，通常认为在堆外360°C水溶液和400°C蒸汽中锆合金腐蚀试验检验合格的可用于压水堆，在堆外360°C含锂水溶液中的试验检验合格的则更适用于在压水堆高锂浓度工况中。
技术实现思路
本专利技术要解决的技术问题是提供一种新颖的、具有良好耐腐蚀性能的用于水冷核反应堆的锆基合金。为了实现这一目的，本专利技术采取的技术方案是:一种用于水冷核反应堆的锆基合金，按重量百分含量本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种用于水冷核反应堆的锆基合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20‑0.60，Nb：0.20‑0.40，Fe：0.30‑0.50，Cr:0.15‑0.30，O：0.06‑0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：杨忠波，赵文金，戴训，邱军，蒋明忠，王朋飞，徐春容，刘鸿，彭倩，杨勇飞，易伟，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川;51
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。