一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金制造技术

本发明专利技术公开了一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，以所述锆基合金的总重量为基准，其组成为：Nb?0.25％～0.35％、Sn?0.35％～0.45％、Cu?0.01～0.15％、O?600～1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及选择性加入的Ni?0.01％～0.1％、V?0.01％～0.1％、Fe?0.1％～0.2％中的一种或多种，以及Zr余量。通过一系列的实验数据表明，本发明专利技术与现有的低锡Zr-4合金相比，在400℃和427℃高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能，满足核反应堆包壳材料应用要求。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及锆基合金材料领域，尤其是涉及一种能用作轻水核电厂核反应堆堆芯中的燃料棒包壳材料的耐腐蚀锆基合金。
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基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基合金的抗腐蚀性能、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。蠕变性能是锆基合金在水冷动力堆中工作时要考虑的重要问题之一，国内外对锆基合金的蠕变进行了大量的研究。在上世纪60年代早期开发出的锆基合金如合金，其在反应堆工作温度下具有优异的机械强度、抗蠕变性、热传导性和低的中子吸收截面，并且广泛地使用至今。由于常规系的合金所能满足的核电站燃料的燃耗设计值通常为33GWd/tU，因此，为了满足高燃耗及长寿命堆芯的要求，一方面，从20世纪70年代以来许多国家都开展了改善合金的腐蚀性研究，另一方面研究性能更好的新型锆基合金，新型锆基合金的开发倾向于减少或消除锡(Sn)的含量，其中最突出的成果是发展了低锡合金，或称之为优化合金，设计燃耗可达 45Gffd/tU0中国专利技术专利申请200810084446. 1公开了用于核反应堆的锆基合金，其中公开了一种合金组份如下Sn 0. 65% 1. 2% ;Nb 0. 2% 0. 45%、Fe 0.2% 0.4%、Cr 0. 01% 0. 2%,0 0. 06% 0. 15%,V 0. 002% 0. 2%，C 0. 012 0. 015%,NO. 006% ο. 008%以及余量为^ 。该锆基合金具有优良的耐均勻和疖状腐蚀性能，具有较高的抗蠕变和疲劳性，具有抗辐照生长性能。该合金虽然具有上述的优点，但是锡含量仍然较高。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种锡含量更低的核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，其具有优良的抗腐蚀性和良好的力学性能。为解决以上技术问题，本专利技术采用的一种技术方案是一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，以所述锆基合金的总重量为基准，其由如下组分组成Nb 0.25% 0. 35%, Sn 0. 35% 0. 45%、Cu 0. 01 % 0. 15 %、Ni 或 V 0. 01% 0.1%、0 600 1400ppm、C ( lOOppm、N ( 80ppm 以及 Zr 余量。本专利技术采取的又一技术方案是一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，以所述锆基合金的总重量为基准，其由如下组分组成Nb 0. 25% 0. 35%, SnO. 35% 0. 45%, Cu 0. 01% 0. 15%、Fe 0. 0. 2%、0 600 1400ppm、C 彡 lOOppm, N 彡 80ppm 以及^ 余量。本专利技术采取的另一技术方案是一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，以所述锆基合金的总重量为基准，其由如下组分组成Nb 0. 25% 0. 35%, SnO. 35% 0. 45%, Cu 0. 01 % 0. 15%、Ni 或 V 0. 01 % 0. 1 %、Fe 0·1% 0·2%、0 600 1400ppm、 C ^ lOOppm、N ^ 80ppm 以及 Zr 余量。或者，本专利技术还可通过如下方案来实现一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金， 以所述锆基合金的总重量为基准，其由如下组分组成Nb 0. 25% 0. 35%、Sn 0. 35% 0. 45%, Cu 0. 01% 0. 15%、Ni 0. 01% 0. 1%、V 0. 01 % 0. 1 %、Fe 0. 0. 2%、 0 600 1400ppm、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基合金造成不利影响。本专利技术与现有技术相比具有以下优点本专利技术对已有锆基合金配方进行优化设计，使得在Sn含量较小时，仍然具有优异的抗腐蚀性和良好的力学性能。具体实施例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用核级海绵锆( 含量大于97% )、狗、Ni、V、Nb、Sn、Cu元素以中间合金的形式按质量百分比配料并采用真空电弧炉进行多次熔炼制成合金锭；对铸锭取样进行化学成分分析，合金成分见表1。铸锭经过锻造、热轧、冷轧、退火等工序制得相应成分的锆基合金板材。对本专利技术的实施例1-8的八种锆基合金板材及对比例低锡合金进行腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀条件为400°C/10. 3ΜΙ^过热蒸汽和427°C/10. 3MPa 过热蒸汽。表1给出了根据本专利技术的实施例1-8和对比例低锡合金的锆基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1实施例1-8的锆基合金组成及耐腐蚀性能本文档来自技高网...

【技术保护点】
１．一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，其特征在于：以所述锆基合金的总重量为基准，所述锆基合金由如下组分组成：Ｎｂ　０．２５％～０．３５％、Ｓｎ０．３５％～０．４５％、Ｃｕ　０．０１％～０．１５％、Ｎｉ或Ｖ　０．０１％～０．１％、Ｏ　６００～１４００ｐｐｍ、Ｃ≤１００ｐｐｍ、Ｎ≤８０ｐｐｍ以及Ｚｒ余量。

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，其特征在于以所述锆基合金的总重量为基准，所述锆基合金由如下组分组成Nb 0. 25% 0. ；35%、SnO. ；35 % 0. 45 %、Cu 0. 01% 0. 15%,Ni 或 V 0. 01% 0. 1%、0 600 1400ppm、C 彡 100ppm、N 彡 80ppm 以及^ 余量。2.一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，其特征在于以所述锆基合金的总重量为基准，所述锆基合金由如下组分组成Nb 0. 25% 0. ；35%、SnO. ；35% 0. 45%、Cu 0.01% 0. 15%,Fe 0. 0.2%、0 600 1400ppm、C 彡 100ppm、N 彡 80ppm 以及 Zr 余量。3.一种核反应堆包壳材料用低锡锆基合金，其特征在于以所述锆基合金的总重量...

【专利技术属性】
技术研发人员：耿建桥，王荣山，翁立奎，王锦红，张晏玮，
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