[发明专利]一种核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金

说明书

技术领域

本发明涉及锆合金材料领域，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合金。

背景技术

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。在上世纪60年代早期开发出的锆合金如Zr-4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Zr-Sn系的Zr-4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Zr-4合金的腐蚀性研究，另一方面研究性能更好的新型锆合金，新型锆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Zr-4合金，或称之为优化Zr-4合金，设计燃耗可达45GWd/tU。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种新型的核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金，其综合性能优异，特别是在高温蒸汽中具有优良的抗腐蚀性。

为解决以上技术问题，本发明采用的一种技术方案是：

一种核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金，以所述锆-锡-铌系锆合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.9％～1.1％、Sn 0.3％～0.7％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.01％～0.1％、Ni 0.05％～0.1％、O 900～1600ppm以及Zr余量。

优选地，按重量份计，所述锆-锡-铌系锆合金的组成为：Nb 0.9％～1.1％、Sn 0.3％～0.5％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.04％～0.06％、Ni 0.05％～0.1％、O 900～1200ppm以及Zr余量。

或者，本发明还可通过如下方案来实现：一种核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金，以锆-锡-铌系锆合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb 0.9％～1.1％、Sn 0.3％～0.7％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.01％～0.1％、Ni 0.08％～0.1％、V 0.15％～0.2％、O 900～1600ppm以及Zr余量。

优选地，所述锆-锡-铌系锆合金的组成为：Nb 0.9％～1.1％、Sn 0.3％～0.5％、Fe 0.3％～0.4％、Cu 0.04％～0.06％、Ni 0.08％～0.1％、V 0.15％～0.2％、O 900～1200ppm以及Zr余量。

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发明锆合金造成不利影响。

上述的锆-锡-铌系锆合金的制备方法包括如下步骤：

(1)将合金元素以中间合金的形式与核级海绵锆按质量百分比配料混合并压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行三次熔炼制成合金锭；

(2)合金锭经过900℃～1020℃锻造加工，在990℃～1050℃进行固溶并淬火得到坯锭；

(3)在550℃～600℃热加工坯锭；

(4)对热加工过的坯锭冷加工三次，其间在550℃～600℃进行中间退火；

(5)在570℃～600℃下对冷加工过的坯锭进行最终退火。

本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明是具有新型合金成分的锆-锡-铌系锆合金，该合金在高温蒸汽中显示了优异的抗腐蚀性能，特别是其长期抗腐蚀性能优异，适用作核反应堆包壳材料。

具体实施方式

下面结合具体的实施例对本发明做进一步说明，但本发明不限于以下实施例：

将合金元素以中间合金的形式与核级海绵锆按质量百分比配料混合并压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行三次熔炼制成合金锭；对铸锭取样进行化学成分分析，合金成分见表1。铸锭经过900℃～1020℃锻造加工；再经990℃～1020℃β相固溶并淬火；再经热轧、多次冷轧、中间退火及经580℃最终退火等工序制得相应成分的锆合金板材，成品制备成腐蚀样品进行高压釜腐性能测试。