一种核动力用锆合金制造技术

本发明专利技术属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核动力用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.60-1.00，Nb：0.80-1.10，Fe：0.10-0.40，Cu或Bi或Ge：0-0.1，Si或S：0-0.03，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核动力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，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。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和疖状腐蚀性能、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
，具体涉及一种核动力用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.60-1.00，Nb：0.80-1.10，Fe：0.10-0.40，Cu或Bi或Ge：0-0.1，Si或S：0-0.03，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核动力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，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。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和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。【专利说明】—种核动力用错合金
本专利技术属于特种合金材料
，具体涉及一种核动力用锆合金材料。
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。在轻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 and Zircaloy-4，，，Zirconiumin the Nuclear Industry:Tenth International Symposium, ASTM STP1245, A.M.Gardeand E.R.Bradley, Eds., American Society for Testing and 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H^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 E635as a Material for FuelRod Cladding and Other Components of VVER and RBMK Cores，，，Zirconium in theNuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP1295，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响”(“Influence of Composition and Fabrication Process on Out-of-Pile and In-PileProperties of M5 Alloy,Zirconium in the Nuclear Industry:Twelfth InternationalSymposium, ASTM STP 1354, Sabolj G, P, Moan, G.D., Eds., American Society for Testingand Materials, West Conshohockenj 2000, pp.505^524),公布了在高燃耗下(> 65GWd)耐腐蚀性能优于Zircaloy-4的M5合金(Zr_lNb_0)。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 Alloy forPWR Application, Zirconium in the Nuclear Industry:sixteenth InternationalSymposium, ASTM STP1529，2010，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(Yueh，H.K.，Kestersonj R.L.，Comstock, R.J.，et al.，Improved ZIRLOTM cladding performance through chemistry and processmodifications.Zirconium in the Nuclear Industry:Fourteenth InternationalSymposium, 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.JeongY..Η., Corrosion behavior and oxide properties of Zr - 1.lwt%Nb - 0.05wt%Cualloy, J.Nucl.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。另外，在合金成分确定以后，采用合适的热加工工艺还可以进一步改善合金的耐腐蚀性能。在Nb含量较高的锆合金中，包括ZIRL0，M5及N36等，当提高热加工的温度后，由于第二相的粗化和不均匀分布以及合金基体中过饱和固溶Nb，会引起耐腐蚀性能变差，因而都强调要采用“低温加工工艺” (Mardon, J.P., Charquet, D., and Senevat, J., Influenceof compo本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核动力用锆合金，其特征在于：按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.60‑1.00，Nb：0.80‑1.10，Fe：0.10‑0.40，Cu或Bi或Ge：0‑0.1，Si或S:0‑0.03，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：赵文金，杨忠波，戴训，苗志，易伟，黄照华，邱军，王朋飞，闫萌，董琼根，卓洪，
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