一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金制造技术

技术编号:12282510 阅读:145 留言:0更新日期:2015-11-05 22:51
本发明专利技术提供了一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb 0.8%~1.5%,V 0.005%~0.2%,Fe 0.005%~0.2%,O 0.07%~0.14%,余量为Zr及不可避免的杂质。本发明专利技术所述合金具有优良的耐腐蚀性能,将该合金浸入去离子水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa的条件下腐蚀200天,合金的腐蚀增重不大于65mg·dm-2;将该合金置于去离子水蒸汽氛围中,在温度为500℃,压力为10.3MPa的条件下腐蚀500小时,合金的腐蚀增重不大于300mg·dm-2。

【技术实现步骤摘要】
一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金
本专利技术属于锆基合金材料
,具体涉及一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金。
技术介绍
锆及其合金被广泛地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,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,这就对锆合金的抗腐蚀性能提出了更高的要求。近年来,为满足反应堆燃料组件长寿期、高燃耗、零破损的要求,世界各国都对现有的锆合金进行改进,以提高其综合性能。这种努力大致可以分为两个方向:其一是改变锆合金中合金元素的成分、比例和加工工艺;其二是对现有锆合金进行表面改性处理。这两方面的努力都取得了一定的成果,有效地提高了锆合金的安全性和经济性。目前主要使用Zr-2合金、Zr-4合金、M5TM合金、E635合金、ZIRLOTM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1.2wt%~1.7wt%Sn、0.07wt%~0.2wt%Fe、0.05wt%~0.15wt%Cr、0.03wt%~0.08wt%Ni和0.08wt%~0.15wt%O;Zr-4合金含有1.2wt%~1.7wt%Sn、0.18wt%~0.24wt%Fe、0.07wt%~0.13wt%Cr和0.08wt%~0.15wt%O;E635锆合金含有1.2wt%~1.3wt%Sn、0.34wt%~0.4wt%Fe和0.95wt%~1.05wt%Nb;美国专利US4649023中公开的商品名为ZIRLO的锆基合金含有0.7wt%~1.5wt%Sn、0.07wt%~0.14wt%Fe和0.5wt%~2.0wt%Nb;M5锆合金含有0.8wt%~1.2wt%Nb和0.09wt%~0.15wt%O;NDA锆合金含有1.0wt%Sn、0.28wt%Fe、0.16wt%Cr、0.01wt%Ni和0.10wt%Nb;专利号为ZL200810232542.6的中国专利“一种用于核反应堆燃料包壳的含镁的锆铌合金”含有0.8wt%~1.2wt%Nb、0.02wt%~0.5wt%Mg和700ppm~1400ppmO;专利号为ZL200810232541.1的中国专利“一种核反应堆堆芯用锆基合金”含有0.6wt%~1.2wt%Nb、0.004wt%~0.15wt%Cu、10ppm~25ppmS和0.06wt%~0.16wt%O;专利号为ZL200910023972.1“一种核燃料包壳用耐腐蚀锆基合金”含有0.05wt%~1.5wt%Nb、0.01wt%~0.5wt%Sn、0wt%~0.5wt%Bi、0.07wt%~0.2wt%Fe、0.05wt%~0.15wt%Te、5ppm~25ppmS和0.07wt%~0.15wt%O;专利号为ZL200910023973.6的中国专利“一种核燃料包壳用含铌锆基合金”含有0.75wt%~1.3wt%Nb、0wt%~0.3wt%Fe、0wt%~0.3wt%Bi、0wt%~0.5wt%Cu、0.01wt%~1wt%Te、0ppm~150ppmS和0.07wt%~0.15wt%O;专利号为201010137351.9的中国专利“一种核燃料包壳用锆-锡-铌系耐腐蚀锆基合金”含有0.6wt%~1.4wt%Sn、0.10wt%~1.5wt%Nb、0.1wt%~0.5wt%Fe、0.02wt%~0.3wt%Cr、O0.005wt%~0.5wt%Mg、O20wt%~0.5wt%Ce、0wt%~0.5wt%Y2O3、0wt%~0.015wt%SiO2、0wt%~0.03wt%V2O3和0.07wt%~0.15wt%O。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。综上可知,核反应堆用锆合金材料所追求的最终目标是不断提高锆合金的耐腐蚀性能以及抗中子辐照增长、辐照蠕变性能、抗吸氢性能等。为此,研究合金组分配比,提出一种新的合金成分,开发具有更为优良耐腐蚀性能的锆合金,是本领域技术人员孜孜以求并为之不懈奋斗的目标。
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的不足,提供一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金。该合金具有优良的耐腐蚀性能,将该合金浸入去离子水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa的条件下腐蚀200天,合金的腐蚀增重不大于65mg·dm-2;将该合金置于去离子水蒸汽氛围中,在温度为500℃,压力为10.3MPa的条件下腐蚀500小时,合金的腐蚀增重不大于300mg·dm-2。为解决上述技术问题,本专利技术采用的技术方案是:一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb0.8%~1.5%,V0.005%~0.2%,Fe0.005%~0.2%,O0.07%~0.14%,余量为Zr及不可避免的杂质;该合金具有优良的耐腐蚀性能,具体为:将该合金浸入去离子水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa的条件下腐蚀200天,合金的腐蚀增重不大于65mg·dm-2;将该合金置于水蒸汽氛围中,在温度为500℃,压力为10.3MPa的条件下腐蚀500小时,合金的腐蚀增重不大于300mg·dm-2。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb0.8%~1.2%,V0.01%~0.2%,Fe0.03%~0.2%,O0.07%~0.14%,余量为Zr及不可避免的杂质。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金中V与Fe的质量比为1∶(2~3)。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb1.05%,V0.05%,Fe0.11%,O0.1%,余量为Zr及不可避免的杂质。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb1.0%,V0.1%,Fe0.2%,O0.1%,余量为Zr及不可避免的杂质。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb1.2%,V0.06%,Fe0.15%,O0.11%,余量为Zr及不可避免的杂质。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb0.9%,V0.01%,Fe0.03%,O0.12%,余量为Zr及不可避免的杂质。上述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb0.8%,V0.04%,Fe0.12%,O0.11%,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优点:1、本专利技术所述锆基合金是一种含铁、钒的锆铌合金,其中铌是一种β相稳定元素,铌对锆有较高的强化作用,经研究发现,当加入少量的铌时,锆合金材料的耐腐蚀性能便能得到提高,但铌含量过高会导致合金对于热处理敏感,所以本专利技术中铌的加入量不本文档来自技高网
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【技术保护点】
一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb 0.8%~1.5%,V 0.005%~0.2%,Fe 0.005%~0.2%,O 0.07%~0.14%,余量为Zr及不可避免的杂质;该合金具有优良的耐腐蚀性能,具体为:将该合金浸入去离子水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa的条件下腐蚀200天,合金的腐蚀增重不大于65mg·dm‑2;将该合金置于水蒸汽氛围中,在温度为500℃,压力为10.3MPa的条件下腐蚀500小时,合金的腐蚀增重不大于300mg·dm‑2。

【技术特征摘要】
1.一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb0.8%~1.2%,V0.01%~0.2%,Fe0.03%~0.2%,O0.07%~0.14%,余量为Zr及不可避免的杂质;该合金中V与Fe的质量比为1∶(2~3);该合金具有优良的耐腐蚀性能,具体为:将该合金浸入去离子水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa的条件下腐蚀200天,合金的腐蚀增重不大于65mg·dm-2;将该合金置于水蒸汽氛围中,在温度为500℃,压力为10.3MPa的条件下腐蚀500小时,合金的腐蚀增重不大于300mg·dm-2。2.根据权利要求1所述的一种耐腐蚀性能优良的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,该合金由以下质量百分比的成分组成:Nb1.05%,V0.05%,Fe0.11%,O0.10%,余量为Zr及不可避免的杂质。3.根据权利要求1所述的...

【专利技术属性】
技术研发人员:李中奎石明华周军文惠民张建军田锋王文生
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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