一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法技术

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-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