一种核用中强高塑Zr-4M锆合金制造技术

本发明专利技术公开了一种核用中强高塑Zr

【技术实现步骤摘要】
一种核用中强高塑Zr
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4M锆合金


[0001]本专利技术属于核用稀有金属材料
，具体涉及一种核用中强高塑Zr
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4M锆合金。

技术介绍

[0002]核反应堆元件作为核反应堆的心脏，元件中的锆合金凭借其低热中子吸收截面，是核反应堆元件用包壳、元件盒等结构材料的首选材料。锆合金是防止放射性物质泄漏的第一道屏障，对于维持核反应堆的连续正常运行、提高反应堆的服役可靠性与安全性具有关键作用。
[0003]核反应堆元件用锆合金的服役性能主要包括耐腐蚀性、力学性能、中子吸收性能等。当前，商用核反应堆元件用锆合金主要为Zr
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4合金，其耐蚀性、力学性能、中子吸收性能均能满足常规使用要求，原因是核反应堆元件为固定装置，不会承受剧烈的力学加载或塑性变形。然而，对于核反应堆元件盒用锆合金，由于元件盒主要用于维持核反应堆元件的几何稳定性，要求元件盒用锆合金具有比常规锆合金更高的强度。此外，由于元件盒需要采用弯曲等加工方法进行加工，且元件盒在服役过程会发生振动或塑性变形，因此元件盒用锆合金必须同时具有较高的强度与塑性以免在服役或加工时发生脆性断裂。根据相关使用要求，元件盒用锆合金在保证不损失耐蚀性与中子吸收性能的前提下，不但需要将室温抗拉强度由现有商用锆合金的400MPa~450MPa提升到530MPa以上，而且需要将室温断后伸长率由现有商用锆合金的10%~15%左右提升到25%以上。
[0004]核反应堆用锆合金必须具有较低的热中子吸收截面，以防止核裂变链式反应过程由于中子被吸收而终止。由于大多数元素的热中子吸收截面都远高于锆合金，并不适合于添加到核反应堆用锆合金当中，因此通过合金化对锆合金进行强塑性优化的难度极高。尽管添加中子吸收截面较低的合金元素，由于绝大多数合金元素在锆中的固溶度极低，所添加的合金元素会在锆合金中形成大量金属间化合物结构的第二相而严重损失锆合金的耐蚀性与断后伸长率。此外，现有商用锆合金的抗拉强度、断后伸长率距离目标值的距离均较大，利用传统方法提升强度的同时势必损失合金的断后伸长率，因此难以利用任何现有技术实现抗拉强度与断后延伸率的同步显著提升。
[0005]人们迫切希望获得一种核反应堆元件盒用中强高塑锆合金。

技术实现思路

[0006]本专利技术所要解决的技术问题在于针对上述现有技术的不足，提供一种核用中强高塑Zr
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4M锆合金。该方法通过调整现有Zr
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4锆合金中Sn、Fe、Cr、Hf、C、N、H元素含量与相关比值，结合将间隙元素O作为合金元素进行成分设计，实现了在不损失耐蚀性、中子吸收性能的前提下，显著同步提升了Zr
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4M锆合金的强度和塑性，解决了现有锆合金强度与延伸率无法同步提升的难题。
[0007]为解决上述技术问题，本专利技术采用的技术方案为：一种核用中强高塑Zr
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4M锆合
金，其特征在于，由以下质量百分比的元素成分组成：Sn 0.1%~1.4%，Fe 0.015%~0.22%，Cr 0.01%~0.11%，Hf 0.002%~0.01%，O 0.13%~0.4%，C 0.002%~0.01%，N 0.002%~0.006%，H 0.0005%~0.0015%，余量为Zr，其中Sn与O的质量百分比总和不超过1.53%，且元素成分的质量百分比比值满足：Fe/Cr=1.5~3，O/H≥260，C/N=1~3。
[0008]本专利技术的研究过程中发现，在锆合金中Fe的扩散速率要高于Cr，从而在锆合金中倾向于形成ZrFe2或面心立方C15结构的Zr(Fe,Cr)2第二相，该结构与锆合金基体的HCP结构在晶格参数、晶体结构方面存在较大差异，界面处错配度较差，因此此类第二相会引起严重位错塞积，无法起到传递塑性变形的功能，对锆合金的塑性具有恶化作用。对此，本专利技术的Zr
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4M锆合金通过控制Fe/Cr=1.5~3，有效抑制了面心立方C15结构的Zr(Fe,Cr)2第二相的形成，并有利于形成与锆合金基体相同晶体结构的密排六方C14结构Zr(Fe,Cr)2第二相的析出，同时由于Fe、Cr的相互置换作用，也避免了腐蚀电位较低的、恶化锆合金耐蚀性的ZrFe2第二相的析出，从而提高了Zr
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4锆合金的塑性。
[0009]其次，本专利技术的Zr
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4M锆合金通过将O这一间隙元素作为合金化元素进行成分设计，并提升其含量，一方面，O自生具有较低的热中子吸收截面，不会恶化锆合金的中子吸收性能，另一方面，Zr
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4M锆合金在有氧环境服役前其内部已经固溶部分O元素，能降低Zr
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4M锆合金与有氧环境之间的O浓度梯度，减缓有氧环境中O的进入，进而降低其氧化增重速率，有利于锆合金在核反应堆内服役时在其表面自发形成致密钝化膜，提升了锆合金的耐蚀性；此外，O在Zr中的固溶度远高于Fe、Cr等合金元素，其添加不会形成金属间化合物结构的第二相，相反起到固溶强化作用，且不会损失较多塑性。因此，本专利技术的Zr
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4锆合金通过提高O含量，使其耐蚀性和强度均得到提高，并保证其耐蚀性和塑性。
[0010]Sn与O元素在Zr基体中的溶解度较高，是Zr
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4M锆合金的主要固溶强化元素，其中Sn的原子半径与Zr接近，为置换固溶强化，O的原子半径显著小于Zr，为间隙固溶强化，这两种固溶强化机制都是基于对Zr基体晶格上的位点进行不同程度的置换和间隙填充，因此具有较强竞争性。当两者强化程度都较高时，会导致Zr的晶格发生严重畸变，不利于位错滑移、孪生等塑性变形，进而导致锆合金的断后伸长率显著降低。因此，本专利技术的Zr
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4M锆合金中通过限定Sn与O的质量百分比总和不超过1.53%，以避免过度固溶强化导致的Zr
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4M锆合金塑性下降。本专利技术的研究过程中发现当Sn与O的质量百分比总和不超过1.53%时，在保证Zr
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4M合金达到所需强度的前提下，同时保证了较高的断后伸长率。此外，Sn元素自身含量过高，会导致Sn元素的局部偏析，引起疖状腐蚀等非均匀腐蚀，降低了Zr
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4M锆合金的耐蚀性，故本专利技术限定Sn 的质量百分比含量上限为1.4%。
[0011]再次，本专利技术的Zr
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4M锆合金通过降低Hf、Sn的含量以及恶化断后伸长率的C、N、H含量，并严格控制具有形成间隙固溶体相互竞争关系的O与H、C与N的比例，即O/H≥260，C/N=1~3，一方面进一步降低了锆合金的热中子吸收截面，使其更好地维持核裂变链式反应，满足核反应堆用要求，另一方面，有效提升了锆合金中可用于间隙固溶、置换固溶的原子间隙或置换位点，保证了Zr
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4锆合金在进行合金化的同时具有极高的断后伸长率，改善了Zr
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4锆合金的塑性。
[0012]上述的一种核用中强高塑Zr
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4M锆合金，其特本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种核用中强高塑Zr
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4M锆合金，其特征在于，由以下质量百分比的元素成分组成：Sn 0.1%~1.4%，Fe 0.015%~0.22%，Cr 0.01%~0.11%，Hf 0.002%~0.01%，O 0.13%~0.4%，C 0.002%~0.01%，N 0.002%~0.006%，H 0.0005%~0.0015%，余量为Zr，其中Sn与O的质量百分比总和不超过1.53%，且元素成分的质量百分比比值满足：Fe/Cr=1.5~3，O/H≥260，C/N=1~3。2.根据权利要求1所述的一种核用中强高塑Zr
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4M锆合金，其特征在于，由以下质量百分比的元素成分组成：Sn 1.0%~1.4%，Fe 0.1%~0.22%，Cr 0.05%~0.11%，Hf 0.002%~0.01%，O 0.13%~0.4%，C 0.002%~0.01%，N 0.002%~0.006%，H 0.0005%~0.0015%，余量为Zr，其中Sn与O的质量百分比总和不超过1.53%，且...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘承泽，吴金平，张于胜，马振铎，赵星，
申请(专利权)人：西安稀有金属材料研究院有限公司，
类型：发明
国别省市：