一种用于轻水反应堆的锆基合金制造技术

技术编号:3089905 阅读:166 留言:0更新日期:2012-04-11 18:40
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堆芯结构的锆基合金。本发明专利技术的用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金,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0.020,N:小于0.008,V或Mo或Cr:小于0.15,余量为锆和杂质。本发明专利技术提供的锆合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能,提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。

【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堆芯结构的锆基合金
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&_2和合金制成。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 和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&02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0.020,N:小于0.008,V或Mo或Cr:小于0.15,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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