【技术实现步骤摘要】
一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金及其制备锆基合金管材的方法
[0001]本专利技术属于核反应堆用结构材料锆基合金材料
,具体涉及一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金及其制备锆基合金管材的方法。
技术介绍
[0002]核能作为“清洁低碳、安全高效”的现代能源已成为现代能源体系中的重要组成部分,“十九大”报告中将能源发展纳入生态文明建设的重要内容,2018年第九届世界清洁能源部长级会议明确将核能纳入清洁能源,我国核能高质量发展已步入战略机遇期,核能发展的瓶颈
‑
核电用锆材的自主化研究也迫在眉睫。
[0003]锆及其合金被广泛地应用于核动力反应堆中作为结构部件和燃料包壳,这主要是由于锆具有低的热中子吸收截面,在高温水中有强的抗腐蚀性能和高的机械强度。在核反应堆中,提高核燃料的燃耗是降低核电成本的有效途径,而对于压水堆,进一步提高燃耗的主要限制因素是燃料包壳锆合金的水侧腐蚀、吸氢及优良的力学性能。因此,这就对锆合金的抗腐蚀性能提出了更高的要求。
[0004] ...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,所述锆基合金由以下质量百分比的成分组成:Nb为0.2%~2.0%,V为0.005%~0.11%,Fe为0.014%~0.5%,O为0.08%~0.16%,S为0.0015%~0.03%,C≤70ppm,Si≤70ppm,Ti≤40ppm,N≤35ppm,且所述锆基合金中V与Fe的质量比为1:(2~3),余量为Zr及不可避免的杂质;所述锆基合金的耐腐蚀性能体现为:将所述锆基合金浸入去离子水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa的条件下腐蚀200天,所述锆基合金的腐蚀增重小于等于70mg
·
dm
‑2;将所述锆基合金置于去离子水蒸汽氛围中,温度为500℃,压力为10.3MPa的条件下腐蚀500小时,所述锆基合金的腐蚀增重小于等于310mg
·
dm
‑2;所述锆基合金的蠕变性能体现为:在400℃,压力分别为100MPa、117MPa、137MPa、157MPa,单轴拉伸蠕变试验时长大于200h,在350℃,压力分别为117MPa、137MPa、157MPa,单轴拉伸蠕变试验时长大于200h,在300℃,压力分别为117MPa、137MPa、157MPa,单轴拉伸蠕变试验时长大于200h。2.根据权利要求1所述的一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,所述锆基合金的原料包括核用海绵锆、锆铁钒合金、锆铌合金和硫化亚铁或者单质硫。3.根据权利要求1或2所述的一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,所述锆基合金由以下质量百分比的成分组成:Nb为0.2%,V为0.05%,Fe为0.5%,O为0.16%,S为0.002%,C≤70ppm,Si≤70ppm,Ti≤40ppm,N≤35ppm,余量为Zr及不可避免的杂质。4.根据权利要求1或2所述的一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,所述锆基合金由以下质量百分比的成分组成:Nb为2.0%,V为0.11%,Fe为0.2%,O为0.09%,S为0.003%,C≤70ppm,Si≤70ppm,Ti≤40ppm,N≤35ppm,余量为Zr及不可避免的杂质。5.根据权利要求1或2所述的一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金,其特征在于,所述锆基合金由以下质量百分比的成分组成:Nb为1.2%,...
【专利技术属性】
技术研发人员:石明华,周军,渠静雯,田锋,张建军,刘海明,吴方奇,王文生,
申请(专利权)人:西部新锆核材料科技有限公司,
类型:发明
国别省市:
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。