一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金制造技术

本发明专利技术提供了一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金，由以下质量百分比的成分组成：由以下质量百分比的成分组成：Al 3.5％～5.5％，V 2.0％～5.0％，Zr 2.0％～5.0％，Cr 0.5％～2.0％，Si 0.1％～0.5％，余量为钛和不可避免的杂质。本发明专利技术钛合金与传统TC4钛合金相比具有相近的室温综合力学性能，而其更优的低活性、中子辐照组织稳定性更适合在中子辐照环境下使用，同时良好的耐海水腐蚀性能使该钛合金材料能够满足未来滨海核电站和水上浮动核电站包壳结构材料使用，具有广阔的应用前景。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于结构钛合金材料领域，具体涉及一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金。
技术介绍
材料问题一直是核能可否实现最终商业应用的“瓶颈”问题之一，是目前世界上许多国家核能研究的一个主要领域。钛合金因其具有独特的机械性能、无磁性、低密度、高熔化温度、良好的焊接性能、在各种介质中的耐腐蚀性能良好，而越来越广泛地用于现代船体结构中，如各种机构和装置的零件,核能设备的管道,特殊系统及船外系统等。在元素周期表中，钛和锆均处于IVB族，目前在核电站中应用的锆金属具有优异的核性能，热中子吸收截面只有0.18×10-28m2，仅次于Be(铍)和Mg(镁),与纯铝的0.22×l0-28m2接近，而且锆合金如Zr-2、Zr-lNb.Zr-4等的热中子吸收截面也只有(0.20-0.24)×10-28m2；锆与核燃料UO2具有很好的相容性；锆合金在300℃～400℃温度条件下的高压水和蒸汽中都具有很好的抗腐蚀性能，在堆内的中子福照性能也很好。钛具有与锆相同的密排六方结构,且具有比锆更好的耐烛性能及机械性能，因此在下一代快中子反应堆中,钛被认为是具有应用潜能的包壳材料的候选材料。同时钛合金因其具有独特的本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Al 3.5％～5.5％，V 2.0％～5.0％，Zr 2.0％～5.0％，Cr 0.5％～2.0％，Si 0.1％～0.5％，余量为钛和不可避免的杂质；所述高冲击韧性是指该钛合金在25℃室温条件下的冲击功为60J以上，所述低活化是指该钛合金经过100年中子辐照后的剩余伽马辐射功率为1×10‑2Sv/h以下。

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Al3.5％～5.5％，V2.0％～5.0％，Zr2.0％～5.0％，Cr0.5％～2.0％，Si0.1％～0.5％，余量为钛和不可避免的杂质；所述高冲击韧性是指该钛合金在25℃室温条件下的冲击功为60J以上，所述低活化是指该钛合金经过100年中子辐照后的剩余伽马辐射功率为1×10-2Sv/h以下。2.根据权利要求1所述的一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Al5.0％，V4.0％，Zr2.0％，Cr1.5％，Si0.3％，余量为钛和不可避免的杂质。3.根据权利要求1所述的一种核反应堆用高冲击韧性低活化钛合金...

【专利技术属性】
技术研发人员：赵彬，赵永庆，张平祥，侯智敏，尹燕飞，曾光，
申请(专利权)人：西北有色金属研究院，
类型：发明
国别省市：陕西;61