本发明专利技术涉及一种锆合金材料，尤其涉及一种用于轻水反应堆的锆基合金。按重量百分含量计，所发明专利技术的锆基合金由下列成分组成：Ｓｎ：０．８０－１．２０，Ｎｂ：０．９０－１．２５，Ｆｅ：０．１２－０．４５，Ｏ：０．０６－０．１５，Ｃ：小于０．０１５，Ｎ：小于０．００８，余量为锆和杂质。本发明专利技术通过在现有的Ｚｒ－Ｓｎ－Ｎｂ合金的基础上添加Ｆｅ和Ｏ两种元素，可以制备出在３６０℃去离子水、３６０℃含锂水溶液、４００℃、５００℃蒸汽的腐蚀试验中均表现出良好耐腐蚀性能的合金。本发明专利技术可用作核反应堆堆芯结构材料。
【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及一种锆合金材料，尤其涉及一种用于轻水反应堆的锆基人会n五o
技术介绍
在轻水反应堆，包括沸水堆和压水堆的发展过程中，燃料设计对反应 堆堆芯结构部件，如燃料元件包壳、格架、导向管等，提出了很高的要求。当前，这些部件通常由Zr-2和Zr-4合金制成。高燃料燃耗的设计，要求 延长这些部件在堆内的停留时间和提高冷却剂温度，从而使得锆合金部件 面临着更为苛刻的腐蚀和吸氢环境。这些高要求促进了改善Zr-2和ZM 合金的耐腐蚀性能的研究，推动了对具有更优良的耐腐蚀性能和抗吸氢性 能的新型锆合金的开发。在轻水反应堆环境中，锆合金会发生锆水反应，在锆合金部件表面形 成ZK)2膜。在氧化的早期阶段形成致密的黑色氧化膜，具有保护性，氧 化膜具有单斜、四方、立方多相结构。随着氧化的进行，氧化速率会发生 转折，转折后氧化膜外层不断出现空洞或裂纹而失去保护性，而基体与氧 化膜界面上会不断生长新的致密氧化层。因此锆合金的腐蚀特征就是基体 与氧化膜界面上氧化层的生长和表面氧化层的转折的反复过程，这一过程 最终生成较厚的无保护性的多孔氧化物外层。而且，在沸水环境中还会出 现疖状腐蚀，从而限制了锆合金包壳使用寿命。由于压水反应堆冷却剂中含有调整pH值的氢氧化锂，以及含有控制 初始反应性的硼酸，B"经过(n,(x)反应分解产生的锂的存在加速了锆合 金的腐蚀，所以需要考虑到局部区域出现高锂浓度的极端条件下而导致锆 合金部件腐蚀的加速问题。尽管通过研究改进的Zr-4合金对耐腐蚀性能有所改善，但核电反应 堆发展的要求更高的燃耗、更长的换料周期、更高的冷却剂温度、冷却剂 中更高的锂浓度，堆芯内更长的停留时间，这些高要求增加了锆合金部件的腐蚀负荷。针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了新型锆合金的研究。如在第八届锆合金国际研讨会上美国西屋公司的GEORGE P. SABOL报告了 "高燃耗包壳合金的发展"("Development of a Claddi ng Alloy for High Burnup"， Zirconium in the Nuclear Industry: Eighth International Symposium, ASTM STP 1023, L. F, P. Van Swan and C， M, Eucken，Eds" American Society for Testing and Materials, Philadelphi a， 1989, 227-244)，公布了称之为ZIRLO的Zr-Nb-Sn-Fe合金的研究结果， 其名义成分(nominal chemical composition)为Zr-1.0wt%Nb-l,0wt%Sn-0.1wt%Fe。该合金改善了耐腐蚀性能。在第十届锆合金国际研讨会上GE ORGE P. SABOL再次报告了 "ZIRLO和Zr-4合金的堆内腐蚀行为"("I n-Reactor Corrosion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4"， Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 12 45， A.M. Garde and E.R. Bradley, Eds" American Society for Testing a nd Materials, Philadelphia, 1994， 724-744)，展示了 ZIRLO比Zircaloy-4 具有更好的堆内耐腐蚀性能和抗吸氢和抗蠕变性能。在第十一届锆合金国 际研讨会上俄罗斯的Nikulina，A.V.报告了"用作VVER和RBMK堆芯燃 料棒包壳和部件材料的E635锆合金"("Zirconium Alloy E635 as a Ma terial for Fuel Rod Cladding and Other Components of VVER and RB MK Cores" ， Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, E.R. Bradley and G. P. Sabol, Eds,， Am erican Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1996， 785-804)，公 布了 E635的成分为Zr-1.0 1.4wt%Nb-0.9 l.lwt%Sn-0.3 0.5wt%Fe。 该合金的堆外性能优于Zircaloy-4和E110合金。俄罗斯全俄无机材料科学研究院的专利技术专利(CN 1125885C)提供 了一种锆基合金(按重量百分含量，下同)含有0.50-3.0的Nb; 0.50-2.0 的Sn; 0.30-1.0的Fe; 0.002-0.2的Cr; 0.03-0.04的C; 0.04-0.15的O; 0.002-0.15的Si; 0.001-0.4的W、 Mo或V;余量为Zr。美国西屋公司的 专利技术专利(CN1404532)提供了一种用在核燃料覆层中的耐腐蚀性锆基合 金，是由低锡含量的锆合金制成的，低锡含量的锆合金基本上由下述元素组成0.60-2.0的Nb;当Sn为0.25时，Fe为0.50;当Sn为0.40时，F e为0.35-0.50;当Sn为0.50时，Fe为0.25-0.50;当Sn为0.70时，Fe 为0.05-0.50;当Sn为1.0时，Fe为0.05-0.50;其中，Fe和Sn的重量百 分数之和大于0.75，其它另外的组成元素不超过0.50，余量为Zr。韩国的韩国原子力研究所在我国申请了多项用于反应堆堆芯结构材 料的锆合金专利，这些专利在已有锆合金的基础上添加元素以改善其耐腐 蚀性能。如专利技术名称为"用作核燃料包覆层的新型锆合金"(授权公告号 CN 1087037C)的专利技术专利，声称提供了一种具有优良耐腐蚀性和高强 度的先进锆合金，在其说明中具体说明了每种合金元素的含量范围，以及 确定相应含量范围的原因，使得产品具有相当的耐腐蚀性能，又不至于丧 失加工性。同时，韩国原子力研究所申请的专利还在其
技术介绍
中，提到 了多种锆合金。通常认为用于反应堆堆芯结构材料的锆合金的耐均匀和疖状腐蚀是 最重要的腐蚀性能要求。在堆外检验锆合金的腐蚀性能包括360°C去离 子水；360°C含锂水溶液；400°C 、 500°C蒸汽的腐蚀试验。尽管人们都 能接受如下观点在360°C水溶液和400°C蒸汽中试验检验合格的材料 可用于压水堆，360°C含锂水溶液中的试验检验合格的则更适用于在压水 堆高锂浓度工况中，而在500°C以上蒸汽中的试验检验合格的则可适用 于在沸水堆中；而且，上述已公开的文献中，均通过试验例证明，相关的 锆合金较以往的锆-2和锆-4合金有更优异的性能，但这些合金是否能够 真正应用于实践当中，并表现出让人满意的技术效果尚不得而知。而且， 上述文献也均没有给出有关合金在500°C蒸汽中的抗疖状腐蚀行为。
技术实现思路
本专利技术的目的是提供一种新颖的、具有良本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种用于轻水反应堆的锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Ｓｎ：０．８０－１．２０，Ｎｂ：０．９０－１．２５，Ｆｅ：０．１２－０．４５，Ｏ：０．０６－０．１５，Ｃ：小于０．０１５，Ｎ：小于０．００８，余量为锆和杂质。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：赵文金，周邦新，苗志，蒋有荣，彭倩，刘彦章，苟渊，王晓敏，易伟，吕华权，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：90[中国|成都]
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