一种耐疖状腐蚀的改进型Zr-4合金及其制备方法技术

本发明专利技术涉及一种耐疖状腐蚀的改进型Ｚｒ－４合金及其制备方法，属特种合金材料及加工工艺技术领域。该合金是在现有低锡Ｚｒ－４合金基础上添加少量Ｎｂ，其主要成分重量百分含量为：Ｓｎ１．２～１．５％，Ｎｂ０．０５～０．２％，Ｆｅ０．１８～０．２４％，Ｃｒ０．０７～０．１３％，Ｚｒ余量。合金制备在真空非自耗电弧炉中熔炼成锭，随后进行锻造加工或挤压制成坯材，在真空中进行β相均匀化处理后淬火；坯材经３～４次冷轧，每两次冷轧之间在真空中进行中间退火，最后在真空中进行再结晶退火，可制得耐疖状腐蚀的改进型Ｚｒ－４合金。本发明专利技术的改进型Ｚｒ－４合金的耐疖状腐蚀性能明显提高。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及，属特种合金材料 及加工工艺
技术背景核电是一种高效清洁能源，在我国能源紧张和电力紧缺的情况下，发展核电是一 条很好的出路。发展核电需要进一步降低核电成本，而降低核电成本最有效的措施是 进一步提高核燃料的燃耗，延长燃料元件在核反应堆中的换料周期，这样就对燃料元 件的使用性能提出了更高的要求。锆是热中子吸收截面最低的金属之一，并具有比较好的高温力学、耐腐蚀、导热 等综合性能，是目前水冷动力堆中核燃料元件唯一使用的包壳材料。将燃料芯体密封 包装在锆合金的包壳内制成燃料元件。包壳的作用是隔离燃料芯体和冷却水，防止燃料芯体和高温水之间发生化学反应；阻止裂变产物逸出，防止放射物质对周围环境的污染；将燃料芯体裂变产生的热能传递给冷却剂，同时提供足够的结构强度使燃料元件保持结构完整性和尺寸稳定性，满足堆芯中流体冲刷和装卸燃料元件操作时的需 要。燃料元件在反应堆堆芯中工作时的环境条件十分苛刻，除了高温高压的冷却水冲 刷外，还有中子辐照。包壳与高温水发生锆水反应生成氧化锆受到腐蚀的同时还要生 成氢，部分氢被锆合金包壳吸收会发生氢脆，这种过程在中子辐照下还会加速。燃料 元件在本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种耐疖状腐蚀的改进型Ｚｒ－４合金，其特征在于化学组成及重量百分含量如下：１．２～１．５％Ｓｎ，０．１８～０．２４％Ｆｅ，０．０７～０．１３％Ｃｒ，０．０５～０．２％Ｎｂ，Ｚｒ余量；其中杂质含量符合目前核用Ｚｒ－４合金的标准，即为：Ａｌ≤０．００７５％，Ｂ≤０．００００５％，Ｃｄ≤０．００００５％，Ｃ≤０．０１５％，Ｃｏ≤０．００２％，Ｃｕ≤０．００５％，Ｈｆ≤０．０１％，Ｈ≤０．００２５％，Ｍｇ≤０．００２％，Ｍｎ≤０．００５％，Ｍｏ≤０．００５％，Ｎｉ≤０．００７％，Ｎ≤０．００８％，Ｓｉ≤０．０１２％，Ｔｉ≤０．００５％，Ｕ≤０．０００３５％，Ｗ≤０．０１％。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：姚美意，周邦新，夏爽，李强，刘文庆，
申请(专利权)人：上海大学，
类型：发明
国别省市：31[中国|上海]