一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金制造技术

本发明专利技术公开了一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb?0.25%～0.4%、Fe?0.3%～0.45%、Cr?0.2%～0.3%、S?30ppm～100ppm、O?600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1.6∶1。本发明专利技术对传统的Zr-Nb合金配方进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的蠕变性能，焊接性能等，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种能用作核压水反应堆结构材料的锆I=I -Wl O
技术介绍
锆的热中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能，因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役条件(辐照、高温、高压及复杂的应力)下，要发生蠕变和疲劳。蠕变性能是锆合金在水冷动力堆中工作时要考虑的 重要问题之一，国内外对锆合金的蠕变进行了大量的研究。目前最成熟、应用最广泛的是被称之为Zr-2、Zr-4合金的锆合金，但随着核燃料组件向长寿期、高燃耗方向的发展，要求作为反应堆结构材料的锆基合金必须具有更好的耐蚀、抗蠕变、抗辐射生长等综合性能，在这一点上Zr-2、Zr-4合金已不能满足要求。近二十年来，压水堆用锆合金的研究趋势是对已有材料的不断改进和进行高性能新锆合金的研究，总体思路是在Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系合金的基础上进行合金成分含量的调整以及添加其它合金元素，或者二者同时进行以达到提高合金整体性能的目的。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是提供一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其综合性能特别是抗腐蚀性能优异。为解决以上技术问题，本专利技术采用的技术方案是一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成Nb O. 25% O. 4%、Fe O. 3% O. 45%,Cr O. 2% O. 3%、S 30ppm lOOppm、O 600 1200ppm、C ^ lOOppm、N ^ 80ppm 以及 Zr 余量,其中，Nb 与 Fe 的重量比彡1，Fe与Cr的重量比为I. 4 I. 6:1。根据本专利技术的进一步方案按重量份计，所述锆合金的组成为Nb 0.3%、FeO. 35%、Cr O. 25%、S 50ppm、O 600 1200ppm、C ( lOOppm、N ( 80ppm 以及 Zr 余量。上述合金配方中，C和N为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，上述合金配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本专利技术锆合金造成不利影响。根据本专利技术，上述锆合金可通过如下步骤制备将熔炼所需的各种组元素按照配方比例均匀混合，压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行熔炼，熔炼3次，制成成分分布均匀的合金铸锭；然后将合金铸锭在90(Tl000°C的β相区锻造成所需形状的坯料；接着在98(Tl050°C的β相区均固溶处理，然后淬火处理；然后在55(T750°C范围内对淬火后的坯料进行热加工，热加工后的坯料经多次冷加工和在50(T600 °C范围内进行中间退火，直至加工成所需型材；最后，在550°C飞30°C范围内进行再结晶退火，得到成品锆合金材料。按照上述工艺制备的材料由等轴α -Zr晶粒和细小弥散分布的第二相粒子组成，这样的显微组织能够保证该材料在反应堆堆芯苛刻的环境中具有优良的耐腐蚀性能、力学性能等使用性能。本专利技术与现有技术相比具有以下优点本专利技术对传统的Zr-Nb合金配方进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的蠕变性能，焊接性能等，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。具体实施方式下面结合具体的实施例对本专利技术做进一步说明，但本专利技术不限于以下实施例 将熔炼所需的各种组元素按照表I的配方比例均匀混合，压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行熔炼，熔炼3次，制成成分分布均匀的合金铸锭；然后将合金铸锭在90(Tl000°C的β相区锻造成所需形状的坯料；接着在98(Tl050°C的β相区均固溶处理，然后淬火处理；然后在55(T750°C范围内对淬火后的坯料进行热加工，热加工后的坯料经多次冷加工和在50(T60(TC范围内进行中间退火，直至加工成所需型材；最后，在550°C飞30°C范围内进行再结晶退火，得到成品锆合金材料，并进一步制备成腐蚀样品进行高压釜腐性能测试。对本专利技术的实施例1-7的七种锆合金板材进行腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀条件为400°C、10. 3MPa去离子水蒸汽和427°C水蒸汽。表I给出了根据本专利技术的实施例1-7的锆合金的成分配比及它们各自在上述腐蚀条件下的腐蚀速率及相对腐蚀速率。表I实施例1-7的锆合金组成及耐腐蚀性能权利要求1.一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其特征在于以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成Nb O. 3%、Fe O. 35%、Cr O. 25%、S 50ppm、O 600 1200ppm、C ( 100ppm、N ( 80ppm以及Zr余量，所述锆合金的制备方法为将熔炼所需的各种组元素按照配方比例均匀混合，压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行熔炼，熔炼3次，制成成分分布均匀的合金铸锭；然后将合金铸锭在90(Tl000°C的β相区锻造成所需形状的坯料；接着在98(Tl050°C的β相区均固溶处理，然后淬火处理；然后在55(T750°C范围内对淬火后的坯料进行热加工，热加工后的坯料经多次冷加工和在50(T60(TC范围内进行中间退火，直至加工成所需型材；最后，在550°C飞30°C范围内进行再结晶退火，得到成品锆合金。专利摘要本专利技术公开了一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成Nb0.25%～0.4%、Fe0.3%～0.45%、Cr0.2%～0.3%、S30ppm～100ppm、O600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1.6:1。本专利技术对传统的Zr-Nb合金配方进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的蠕变性能，焊接性能等，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。文档编号G21C3/07GKCN102220519 B发布类型授权 专利申请号CN 201110147671公开日2013年1月16日 申请日期2011年6月2日专利技术者王荣山, 翁立奎, 耿建桥, 张晏玮, 王锦红 申请人:苏州热工研究院有限公司, 中国广东核电集团有限公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan专利引用 (3),本文档来自技高网...

【技术保护点】
１．　一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Ｎｂ　０．２５％～０．４％、Ｆｅ　０．３％～０．４５％、Ｃｒ　０．２％～０．３％、Ｓ　３０ｐｐｍ～１００ｐｐｍ、Ｏ　６００～１２００ｐｐｍ、Ｃ≤１００ｐｐｍ、Ｎ≤８０ｐｐｍ以及Ｚｒ余量，其中，Ｎｂ与Ｆｅ的重量比≤１，Ｆｅ与Ｃｒ的重量比为１．４～１．６：１。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：王荣山，翁立奎，耿建桥，张晏玮，王锦红，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，中国广东核电集团有限公司，
类型：发明
国别省市：32