本发明专利技术公开了一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，由以下质量百分比的成分组成：Nb 0.8％～1.5％,Fe 0.03％～0.3％，Cu 0.01％～0.2％,Mg 0.003％～0.2％,O 700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。另外，本发明专利技术还公开了制备该锆铌合金的方法，该方法为：一、制备Zr-Cu-Mg中间合金；二、制备Zr-Nb中间合金；三、以核级海绵锆、铁屑、氧化锆、Zr-Cu-Mg中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，熔炼制备得到核反应堆燃料包壳用锆铌合金。本发明专利技术锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能和力学性能，且可加工性强，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】
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锆铌合金及 其制备方法。
技术介绍
锆合金由于其极小的中子吸收截面、适中的力学性能、良好的加工性能以及优异 的抗腐蚀性能，长期以来一直作为核反应水冷堆的包壳材料及其他堆芯部件材料如压力 管、燃料通道、燃料定位格架等。随着核电工业的进一步发展，为了增加核电的竞争力，降低 核电成本，提高燃料燃耗、延长换料周期等要求被提上议程，这就对核燃料包壳用锆合金的 性能提出了更高的要求，包括对腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等，其中 耐水侧腐蚀是问题的焦点。 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、M5?合金、E635合金、ZIRLO?合金等。 美国西屋公司开发的ZIRL0合金（专利US4649023)属于Zr-Sn-Nb系，含有 0· 7-1. 5wt%Sn、0. 07-0. 14wt%Fe、0. 5-2.Owt%Nb，兼顾了Zr-Sn系和Zr-Nb系两者的优 点。以Zr-Nb体系的加工性为基础，加入Sn提高其强度，加入少量铁提高其在LiOH溶液中 的耐蚀性能。在堆内外测试中ZIRL0合金表现出了优异的性能，与Zr-4合金相比其腐蚀速 率降低了 40%，辐照长大速率减小了 50%，蠕变速率也降低了 20%。ZIRL0合金已于1991 年投入商用，截至到2003年，美国已经有41座核电站的使用的核燃料采用了ZIRL0合金的 包壳管。 M5合金（Zr-0. 8~1. 2wt%Nb-0. 09~0· 15wt% 0)是法国法玛通公司开发的 Zr-Nb-Ο系锆合金，其特点是采用低温加工，热处理在Zr-Nb平衡相图的a-Zr+β-Nb相区 内进行，得益于低温工艺，其组织是晶粒细小的α-Zr，以及弥散均匀分布的细小β相，且 β相为β-Nb，不出现对性能不利的β-Zr。试验证明，即使燃耗提升至65GW*d/tU的情况 下，M5合金的氧化速率也相当小，同时其腐蚀性能、蠕变性能、吸氢性能以及辐照增长相对 于改进型Zr-4合金都有了显著的改善。 中国近两年最新公布的专利号为200810232542. 6的含镁的锆铌合金的组成 成分为Nb0.8%-1.2%、Mg0·02%-0·5%、0 700ppm-1400ppm、余量为Zr;专利号为 200810232541. 1 的含Cu的锆铌合金的组成成分为Nb0· 6-1. 2%，Cu0· 004% -0· 15%，S 10ppm-25ppm，0 0· 06% -0· 16%，余量为Zr;专利号为 200910023973. 6 的一种核燃料包壳 用含铌锆基合金，其中Nb0.75%~1.3%，Fe0~0.3%，Bi0~0.3%，Cu0~0.5%，Te 0· 01%~1%，SOppm~150ppm，0 0· 07%~0· 15%，其余为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Sn0.6~1.4%，Nb0.10~ 1. 5%，Fe0· 1 ~0· 5%，Cr0· 02 ~0· 3%，MgO0· 005 ~0· 5%，Ce02 0 ~0· 5%，Υ203 0 ~ 0· 5%，Si02 0 ~0· 015%，V203 0 ~0· 03%，Ο0· 07%~0· 15%，其余为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设计组分 配比是开发具有更高的耐腐蚀性能及机械性能新锆合金有效途径之一。
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 燃料包壳用锆铌合金，该锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能和力学性能，且可加工性强，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%~1.5%，Fe0.03%~0.3%， 〇10.01%~0.2%，]\% 0.003%~0.2%，0 70(^口111~140(^口111，余量为21及不可避免的 杂质；所述锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360°C，压力为18. 6MPa的条件下将所述 锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于55mgΜπι2;在温度为400°C，压力 为10. 3MPa的条件下将所述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 100mg·dm2。 上述的一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的 成分组成：Nb0.8%~1.2%,Fe0.05%~0.15%，Cu0.01%~0.1%，Mg0.003%~ 0· 1 %，0 900ppm~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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb1.05%，Fe0· 17%，Cu0· 12%，Mg0.02%，0 700ppm，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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb1.0%，Fe0.05%，Cu0· 1%，Mg0.01%，0 900ppm，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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb1.2%，Fe0· 15%，Cu0.03%，Mg0.02%，0lOOOppm，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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb0.9%，Fe0.03%，Cu0· 15%，Mg0· 12%，0 1400ppm，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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb0.8%，Fe0.3%，Cu0.01%，Mg0.003%，0 1300ppm，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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb1. 5%，Fe0· 15%，Cu0· 2%，Mg0· 15%，0lOOOppm，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锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成 分组成：Nb1.0%，Fe0.08%，Cu0.01%，Mg0.008%，0 1200ppm，余量为Zr及不可避免 的杂质。 另外，本实施例还提供了一种制备上所述核反应堆燃料包壳用锆铌合金的方法， 其特征在于，包括以下步骤： 步骤一、以核级海绵错、铜肩和镁粒为原料恪炼制备Zr-Cu-Mg中间合金，所述 Zr-Cu-Mg中间合金中Cu的质量含量为5%~50%，Mg的质量含量为5%~20%，余量为 错； 步骤二、以核级海绵错和银肩为原料恪炼制备Zr-Nb本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb 0.8％～1.5％,Fe 0.03％～0.3％，Cu 0.01％～0.2％,Mg 0.003％～0.2％,O 700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；所述锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于55mg·dm‑2；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述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100mg·dm‑2。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：周军，李中奎，田航，石明华，张建军，田锋，王文生，文惠民，
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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