[发明专利]一种耐蚀锆合金

说明书

本发明提供一种耐蚀锆合金，包括以下以重量百分数计的组分：Nb 2.4～4.5％、Sn 0.5～2.1％、Cr 0.5～1.3％、Fe 0.01～0.1％、Ce 0.02～0.1％、Y 0.03～0.1％，余量为Zr。本发明中所述耐蚀锆合金添加了Nb，Nb作为耐蚀元素，在含有腐蚀介质的环境中可以在合金表面生成含有Nb₂O₅的钝化膜，Nb₂O₅的化学性质稳定，可以有效改善钝化膜的微观均匀性，阻止腐蚀介质中的离子对合金内部的进一步侵蚀；本发明中所述耐蚀锆合金中添加了稀土元素，其能显著提高锆合金在氢氧化锂溶液中的耐腐蚀性能，并且同时也保证了所述耐蚀锆合金良好的力学性能。

技术领域

本发明属于金属材料技术领域，特别涉及一种耐蚀锆合金。

背景技术

锆合金在高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面，对核燃料有良好的相容性，对多种酸、碱和盐有优良的抗蚀性，此外，它还具有良好的焊接性能和塑性，因此，锆合金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。目前，最成熟、应用最广泛的是Zr-2、Zr-4合金，但经济性要求核电站的运行具有更高的冷却液温度、更高的燃耗，冷却液中更高的锂浓度、更长的循环和更长的芯内存留时间，这些条件导致包层的腐蚀负载增加。随着燃耗接近并超过70000MWd/MTU，这种趋势的延续将要求进一步提高锆合金的腐蚀性能。

发明内容

本发明提供一种耐蚀锆合金，所述耐蚀锆合金具有良好的耐腐蚀性能。

为解决上述目的，本发明采用下述技术方案。

一种耐蚀锆合金，包括以下以重量百分数计的组分：Nb 2.4～4.5％、Sn 0.5～2.1％、Cr 0.5～1.3％、Fe 0.01～0.1％、Ce 0.02～0.1％、Y 0.03～0.1％，余量为Zr。

进一步地，所述耐蚀锆合金包括以下以重量百分数计的组分：Nb 3.5～4.5％、Sn1.5～2.0％、Cr 0.5～1.0％、Fe 0.01～0.1％、Ce 0.02～0.1％、Y 0.03～0.1％，余量为Zr。

上述耐蚀锆合金的制备方法，包括以下步骤：

(1)按所述耐蚀锆合金的组分进行原料配比，然后在真空或惰性气氛环境下进行熔炼，再浇注到模具中空冷得到铸态耐蚀锆合金；

(2)然后将铸态耐蚀锆合金进行均匀化处理；

(3)将完成步骤(2)均匀化处理的耐蚀锆合金进行多道次轧制处理；

(4)对完成步骤(3)的耐蚀锆合金进行最终热处理，即得所述耐蚀锆合金材料。

进一步地，所述步骤(2)均匀化处理过程为：将铸态耐蚀锆合金坯材在真空或惰性气氛中经1000～1100℃均匀后处理20～45min后，空冷；

进一步地，所述步骤(3)中多道次轧制过程为：将完成步骤(2)的耐蚀锆合金加热至750～800℃，保温20～30min，随后将所述耐蚀锆合金进行第一道次轧制，第一道轧制完成后在温度为750～800℃，保温10～15min后进行第二道轧制，随后将所述耐蚀锆合金进行第二道次轧制，第二道轧制完成后在温度为750～800℃，保温10～15min后，空冷；其中第一道轧制及第二道轧制的压下量为铸态耐蚀锆合金的原始厚度的10～15％。