使用多级热轧的核燃料用锆部件的制造方法技术

本发明专利技术提供一种锆合金部件的制造方法，其特征在于，通过多级热轧工艺使得平均35nm以下大小的析出物均匀分布在基体内。具体地，本发明专利技术提供一种锆合金部件的制造方法，其特征在于，包括以下步骤：制造含有铌的锆合金的钢锭(步骤1)；将在所述步骤1中制造的钢锭在锆β相温度下进行热处理后进行快速冷却(步骤2)；对在所述步骤2中进行快速冷却的钢锭进行热轧前进行预热(步骤3)；进行多级热轧，即，在所述步骤3中的预热结束之后进行第一次热轧，并在空冷中接着进行第二次热轧(步骤4)；对在所述步骤4中进行多级热轧的轧制材进行第一次中间热处理后进行第一次冷轧(步骤5)；对在所述步骤5中进行第一次冷轧的轧制材进行第二次中间热处理后进行第二次冷轧(步骤6)；对在所述步骤6中进行第二次冷轧的轧制材进行第三次中间热处理后进行第三次冷轧(步骤7)；以及对在所述步骤7中进行第三次冷轧的轧制材进行最终热处理(步骤8)。通过利用本发明专利技术的制造方法制造核燃料用锆合金板材，在基体内形成微细析出物，从而在高温水蒸气条件下提高耐蚀性能，并提高对于疲劳断裂的抵抗性。

Manufacturing method of zirconium components for use of multistage hot rolled nuclear fuel

The invention provides a method for manufacturing zirconium alloy parts, which is characterized by the multi-stage hot rolling process, so that the precipitates distributed below the average 35nM are evenly distributed in the matrix. Specifically, the present invention provides a method for manufacturing zirconium alloy components, characterized by comprising the following steps: made of zirconium alloy containing niobium ingot (step 1); in the 1 step in the manufacturing of zirconium ingots in beta phase temperature after heat treatment by rapid cooling (step 2); preheat the hot rolling on rapid cooling in the step 2 ingot before (step 3); multi-stage hot rolling, i.e., after preheating in the step 3 in the end of the first hot, and then in the air cooling of second hot rolling (step 4); rolling of hot rolling in multi material the 4 steps of heat treatment for the first time after the first intermediate rolling (step 5); second middle heat treatment on the first cold rolling material in the step 5 after cold rolling for second times (step 6); in the step 6 The second cold rolled rolling materials were subjected to third intermediate heat treatments for third times cold rolling (step 7), and the final rolling heat treatment for third rolled cold rolled materials in step 7 was carried out (step 8). By making use of the manufacturing method of the invention, zirconium alloy plates for nuclear fuel are made, and fine precipitates are formed in the matrix, thereby improving corrosion resistance and improving resistance to fatigue fracture under high temperature steam conditions.

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】使用多级热轧的核燃料用锆部件的制造方法
本专利技术涉及一种核燃料用锆部件的制造方法，尤其，涉及一种以多级执行钢锭热轧的锆部件的制造方法。
技术介绍
在核电站的堆芯中，从中子经济性方面考虑到中子吸收性，将锆合金不仅用作构成核燃料组件的核燃料包壳管材料，而且还用作各种堆芯构件的材料。在过去1950年初开发的锆-4(Zircaloy-4，锡1.20～1.70重量％、铁0.18～0.24重量％、铬0.07～1.13重量％、氧900～1500ppm、镍<0.007重量％、余量锆)合金自20世纪70年代起就用在轻水反应堆中，后来这种合金被添加有铌(Nb)的合金替代。尤其，代表性的例子有20世纪80年代后期美国开发的锆铌合金(ZIRLO)和20世纪90年代初法国开发的M5，而这种合金表现出显著低于Zircaloy-4的氧化速度的堆内腐蚀行为，因此，至今为止其替代Zircaloy-4用作核燃料用部件材料而进行商业化生产，并用于商业核能发电中。但是，近年来核电站要求以安全性为基础的经济性的商业运行，而这反映为以后研发的核燃料以及其他堆内部件的性能要素。即，要求开发一种核燃料，该核燃料具有即使在堆芯控制事故中也能够确保放射性物质的泄漏及反应堆的健全性的事故安全性，以及为了应对时刻变化的电力需求，通过负载跟踪运行来调节发电量从而具有经济性的弹性燃烧所需的耐久性。在事故安全性方面高温氧化较重要的理由是，因为基于锆的爆炸性氧化反应的核燃料健全性的恶化而导致核物质泄漏，以及锆与水蒸气反应而产生大量的氢气所导致的爆炸可能会威胁到反应堆和围阻体本身的健全性。通常，堆芯被设计成在人力不介入的情况下也能够被动冷却(Passivecooling)，但是如冷却剂丧失事故(LOCA事故)一样因冷却水流出而导致堆芯暴露在水蒸气氛围中会使得锆的氧化速度急剧增加，因此近年来在预防事故性方面，作为核燃料应具备的条件，具有优异的耐高温氧化性是构成核燃料组件的部件的必要特性。并且，为了发电的经济性，核电站要求可根据需要弹性地运行的核燃料。即，通过由操纵杆和硼酸水控制的堆芯输出随时间变化的调节能够延长核燃料运行期限，但是，核燃料棒和各构件的机械健全性会受到威胁。尤其，随着时间而反复施加和取消负载，会因疲劳行为而导致裂纹的形成甚至造成破坏。因此，耐疲劳性优异的核燃料的开发在核电站运营方面具有有助于经济的运行的特性。因此，基于上述原因，对于近年来开发的核燃料用合金，用于商业发展的许可标准不仅在市场需求方面，而且在监管机构也都很严格，因此，目前积极开发相比现有的Zircaloy-4、ZIRLO、M5能够发挥改善的功能的核燃料组件部件。为了开发具有优异功能的核燃料，至今进行了很多对于锆(Zr)-铌(Nb)系列合金组合物的研究，而且还开发了多种用于改善特性的制造方法。以往的专利技术通过改善制造方法来将锆(Zr)-铌(Nb)合金内的微细析出物均匀分布在基体内来实现其目的。这通常是为了获得对由堆内的高温、高压冷却水导致的核燃料部件的氧化和机械变形具有高阻抗性的微细组织。现有技术中公开了如下的热处理温度调节及热处理方法的相关技术。在欧洲授权专利第1225243号中，在锆内添加0.05～1.8重量％的铌，并进一步添加锡、铁、铬、铜、锰、硅及氧来将作为热处理时间和温度的函数的累积热处理指数∑A(Accumulatedannealingparameter)限制在10×10-18hr以下并执行热处理，从而能够获得80nm以下的析出物，最终制造了耐蚀性和机械性能优异的高燃耗锆合金管和板材。在欧洲授权专利第198570号中，为了生产耐蚀性提高的具有1mm以下厚度的管，在锆中添加1～2.5重量％的铌，并对进一步添加铜、铁、钼、镍、钨、钒或铬的合金改善制造工艺。中间热处理温度不超过650℃，最终热处理在600℃以下执行，以获得含有80nm以下的均匀分布的Nb的析出物。在美国授权专利第4649023号中，为了制造在高温水化学环境中表现出优异的耐蚀性的合金，添加0.5～2.0重量％的铌、最多1.5重量％的锡，并进一步包括最多0.25重量％的铁、铬、钼、钒、铜、镍及钨中的一种元素，且在不超过650℃的温度下执行热轧和热处理。在美国授权专利第6902634号中，为了制造在高温水化学环境中表现出优异的耐蚀性的合金，添加0.5～2.0重量％的铌、最多1.5重量％的锡，并进一步包括最多0.25重量％的铁、铬、钼、钒、铜、镍及钨中的一种元素来制造了锆合金组合物。此时，将冷加工之间的中间热处理温度保持在580℃以下的温度，并生成50～80nm大小的析出物。在韩国授权专利第10-265261号中，为了制造具有优异的耐蚀性和高强度的锆合金，将添加有0.95～1.3重量％的铌和锡、铬、铜、氧的合金组合物进行冷加工后，分为两级热处理来进行热处理，从而获得相比现有制造方法的70～90nm的析出物小的40～60nm大小的平均析出物。材料所具有的特性通常由微细组织引起。锆合金的特性也由微细组织调节，并且，这种微细组织不仅由合金元素的种类、量调节，还由用于制造最终部件的热处理温度、轧制等制造方法来调节。如现有的专利技术，锆合金也是通过减少析出物的大小来改善耐蚀性以及机械性质。因此，在本专利技术中，为了通过改善锆(Zr)-铌(Nb)系列合金的制造过程来改善在事故发生时的紧急条件下也具有优异的耐高温氧化性以及在输出增减反复的恶劣的运行条件下也具有高耐疲劳性的核燃料用锆合金的性能，开发了在连续冷却工艺中进行多级热轧的制造方法。图1中比较利用现有技术制造的锆合金中形成的析出物的大小范围和本专利技术中的析出物的大小范围并示出。通过本专利技术完成了能够生成相比现有技术制造的析出物的大小范围明显小的、平均35nm以下的析出物的核燃料用锆部件的制造方法。[现有技术文献]欧洲授权专利公报第1225243号(授权日：2013.09.04)欧洲授权专利公报第198570号(授权日：1990.08.29)美国授权专利公报第4649023号(授权日：1987.03.10)美国授权专利公报第6902634号(授权日：2005.06.07)韩国授权专利公报第10-1265261号(授权日：2013.05.10)
技术实现思路
(一)要解决的技术问题因此，本专利技术的目的在于提供一种核燃料用锆部件的制造方法，其在热轧时通过多级压缩变形来生成平均35nm以下大小的微细析出物，从而具有耐高温氧化性和耐疲劳性。(二)技术方案用于实现上述目的的本专利技术的核燃料用锆部件的制造方法，为了实现上述目的，由以下步骤组成：熔化锆和合金构成元素以制造锆合金钢锭(步骤1)；将在所述步骤1中制造的钢锭在β相温度下进行热处理后进行快速冷却(步骤2)；对在所述步骤2中进行快速冷却的钢锭进行热轧前进行预热(步骤3)；进行多级热轧，所述多级热轧是在所述步骤3中的预热结束之后进行第一次热轧，在空冷中接着进行第二次热轧(步骤4)；对在所述步骤4中进行多级热轧的轧制材进行第一次中间热处理后进行第一次冷轧(步骤5)；对在所述步骤5中进行第一次冷轧的轧制材进行第二次中间热处理后进行第二次冷轧(步骤6)；对在所述步骤6中进行第二次冷轧的轧制材进行第三次中间热处理后进行第三次冷轧(步骤7)；以及对在所述本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核燃料用锆部件的制造方法，其特征在于，执行以下步骤：熔化锆和合金构成元素，以制造锆合金钢锭(步骤1)；将在所述步骤1中制造的钢锭在β相温度下进行热处理后进行快速冷却(步骤2)；对在所述步骤2中进行快速冷却的钢锭进行热轧前进行预热(步骤3)；进行多级热轧，所述多级热轧是在所述步骤3中的预热结束之后进行第一次热轧，并在空冷中接着进行第二次热轧(步骤4)；对在所述步骤4中进行多级热轧的轧制材进行第一次中间热处理后进行第一次冷轧(步骤5)；对在所述步骤5中进行第一次冷轧的轧制材进行第二次中间热处理后进行第二次冷轧(步骤6)；对在所述步骤6中进行第二次冷轧的轧制材进行第三次中间热处理后进行第三次冷轧(步骤7)；以及对在所述步骤7中进行第三次冷轧的轧制材进行最终热处理(步骤8)，将基体内平均析出物大小控制在35nm以下。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2016.01.27 KR 10-2016-00099331.一种核燃料用锆部件的制造方法，其特征在于，执行以下步骤：熔化锆和合金构成元素，以制造锆合金钢锭(步骤1)；将在所述步骤1中制造的钢锭在β相温度下进行热处理后进行快速冷却(步骤2)；对在所述步骤2中进行快速冷却的钢锭进行热轧前进行预热(步骤3)；进行多级热轧，所述多级热轧是在所述步骤3中的预热结束之后进行第一次热轧，并在空冷中接着进行第二次热轧(步骤4)；对在所述步骤4中进行多级热轧的轧制材进行第一次中间热处理后进行第一次冷轧(步骤5)；对在所述步骤5中进行第一次冷轧的轧制材进行第二次中间热处理后进行第二次冷轧(步骤6)；对在所述步骤6中进行第二次冷轧的轧制材进行第三次中间热处理后进行第三次冷轧(步骤7)；以及对在所述步骤7中...

【专利技术属性】
技术研发人员：睦用均，金润豪，郑泰植，李成镛，张勋，李忠容，羅年洙，崔敏英，高大均，李升宰，金载益，
申请(专利权)人：韩电原子力燃料株式会社，
类型：发明
国别省市：韩国,KR