本发明专利技术公开了一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.2％，Mn0.01％～0.05％，Fe0.05％～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.3MPa的条件下将该锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于62.40mg·dm-1；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将该锆铌合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于93.24mg·dm-1。本发明专利技术锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能和机械性能，适用于作为核反应堆的结构材料及燃料包壳材料。
【技术实现步骤摘要】
【专利摘要】本专利技术公开了一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.2％，Mn0.01％～0.05％，Fe0.05％～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.3MPa的条件下将该锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于62.40mg·dm-1；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将该锆铌合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于93.24mg·dm-1。本专利技术锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能和机械性能，适用于作为核反应堆的结构材料及燃料包壳材料。【专利说明】一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金
本专利技术属于锆合金材料
，具体涉及一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆 银合金。
技术介绍
锆及其合金被广泛应用于核动力反应堆中作为结构部件和燃料包壳，这主要是 由于锆具有低的热中子吸收截面，在高温水中有强的抗腐蚀性能和高的机械强度。在核反 应堆中，由于提高核燃料的燃耗是降低核电成本的有效途径，而对于压水堆进一步提高燃 耗的主要限制因素是燃料包壳锆合金的水侧腐蚀和吸氢。因此，对锆合金的抗腐蚀性能提 出了更高的要求。 为了实现上述目的，合金元素的加入应满足：1)热中子吸收截面应当小才能保持 锆的热中子吸收截面低的优点；2)合金元素应该保证采用该合金制作的结构部件在反应 堆整个运行寿期内的具有好的耐蚀性能；3)合金元素应该保证该合金制作的结构部件，在 反应堆运行的各种可能工况下力学性能稳定可靠。目前主要使用Zr-2合金、Zr-4合金、M5? 合金、E635合金、ZIRLO?合金等。 根据相关文献，目前已有牌号的锆合金成分中一般都含有少量的Nb、Sn、Cr、Fe 等金属元素。例如 Zr-2 合金含有 I. 2-1. 7wt% Sn、0. 07-0. 2wt% Fe、0. 05-0. 15wt% Cr、 0? 03-0. 08wt% Ni、0. 08-0. 15wt% O ;Zr-4 合金含有 I. 2-1. 7wt% Sn、0. 18-0. 24wt% Fe、 0? 07-0. 13wt % Cr、0. 08-0. 15wt % O ;E635 锆合金含有 I. 2-1. 3wt % Sn、0. 34-0. 4wt % Fe、0. 95-1.05wt% Nb ;美国专利US4649023公开的商品名为ZIRLO的锆基合金，含有 0? 7-1. 5wt % Sn、0. 07-0. 14wt % Fe、0. 5-2. Owt % Nb ;M5 锆合金含有 0? 8-1. 2wt % Nb、 0? 09-0. 15wt % 0 ;NDA 锆合金含有 I. Owt % Sn、0. 28wt % Fe、0. 16wt % Cr、0. Olwt % Ni、0. IOwt % Nb ;中国近两年最新公布的专利号为ZL200810232542. 6的含镁的锆 铌合金 NbO. 8 % -L 2 %、MgO. 02 % -0? 5 %、0700ppm-1400ppm、余量为 Zr，专利号为 200810232541. 1 的含 Cu 的锆铌合金 Nb :0? 6-1. 2%，Cu :0? 004% -0? 15%，S-10ppm-25ppm， 0:0. 06% -0. 16%，余量为Zr。专利号为200910023972. 1的一种核燃料包壳用耐腐 蚀锆基合金，其中 Nb :0? 05-1. 5 %，Sn :0? 01-0. 5 %，Bi :0-0? 5 %，Fe :0? 07-0. 2 %，Te : 0? 05 % -0? 15 %，S :5-25ppm，0 :0? 07-0. 15 %，其余 Zr。专利号为 200910023973. 6 的 一种核燃料包壳用含铌锆基合金，其中Nb :0. 75% -1. 3%，Fe 3%，Bi 3%， Cu :0-0? 5%，Te :0? 01 % -1 %，S :0ppm-150ppm，0 :0? 07% -0? 15 %，其余 Zr。专利号为 201010137351. 9的一种核燃料包壳用锆-锡-铌系耐腐蚀锆基合金，其中Sn :0. 6?1. 4%， Nb :0? 10 ?1. 5 %，Fe :0? 1 ?0? 5 %，Cr :0? 02 ?0? 3 %，MgO :0? 005 ?0? 5 %，Ce02:0 ? 0? 5%，Y203:0 ?0? 5%，Si02:0 ?0? 015%，V203:0 ?0? 03%，0 :0? 07%?0? 15%，其余 Zr。 以上专利都是通过添加合金元素提高锆合金的耐腐蚀性能。 综上所述，添加合适的合金元素及组分配比是开发具有更高的耐腐蚀性能及机械 性能新锆合金途径之一。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题在于针对上述现有技术中的不足，提供一种核反应堆 燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，该含铁锰的锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能机械性能，适 用于作为核反应堆的结构材料及燃料包壳材料。 为解决上述技术问题，本专利技术采用的技术方案是：一种核反应堆燃料包壳用含铁 锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：NbO. 8%?1.2%，MnO. 01%? 0? 05 %，FeO. 05 %?0? 2 %，0700ppm?1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；所述含铁锰 的锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360°C，压力为18. 3MPa的条件下将所述含铁锰的 错银合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于62. 40mg ? dnT1;在温度为400°C， 压力为10. 3MPa的条件下将所述含铁锰的锆铌合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天 后，腐蚀增重不大于93. 24mg ? dnT1。 上述的一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百 分比的成分组成：NbO. 9%?L 2%，MnO. 01%?0? 03%，FeO. 08%?0? 12%，0900ppm ? 1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。 上述的一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百 分比的成分组成：NbL 01 %，MnO. 01 %，FeO. 11 %，01000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。 上述的一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百 分比的成分组成：NbL 0%，MnO. 02%，FeO. 12%，OlOOOppm，余量为Zr及不可避免的杂质。 上述的一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百 分比的成分组成：NbL 2%，MnO. 01%，FeO. 1%，OllOOppm，余量为Zr及不可避免的杂质。 上述的一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百 分比的成分组成：NbO. 9%，MnO. 01%，FeO. 09%，OlOOOppm，余量为Zr及不可避免的杂质。 本专利技术与现有技术相比具有以下本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种核反应堆燃料包壳用含铁锰的锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.2％，Mn0.01％～0.05％，Fe0.05％～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；所述含铁锰的锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.3MPa的条件下将所述含铁锰的锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于62.40mg·dm‑1；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述含铁锰的锆铌合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于93.24mg·dm‑1。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：石明华，李中奎，周军，张建军，田锋，王文生，陈鑫，
申请(专利权)人：西部新锆核材料科技有限公司，
类型：发明
国别省市：陕西;61
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