CN101195880A - 用于核应用的耐腐蚀性优异的锆合金组合物及其制备方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及用于核应用的具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物以及制备该锆合金组合物的方法。所述用于核应用的具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物包含1.3～2.0重量％的铌、0.05～0.18重量％的铁、0.008～0.012重量％的硅、0.008～0.012重量％的碳和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆；或者包含2.8～3.5重量％的铌、0.2～0.7重量％的铁和铜中的至少一种、0.008～0.012重量％的硅、0.008～0.012重量％的碳和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆。在根据本发明的所述锆合金组合物中，适当地控制作为第一合金化元素的铌的量和作为第二合金化元素的铁和铜中的至少一种的量，并且以适当的量添加硅、碳和氧，可以使锆合金具有优异的耐腐蚀性，从而可以有益地用于轻水反应堆和重水反应堆的核燃料包覆管、支承肋和堆芯部件的材料。
Description
技术领域
本发明涉及一种用于核应用的具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物和制备该锆合金组合物的方法。
背景技术
在过去几十年期间，具有小的中子吸收横截面以及优异耐腐蚀性和机械性质的锆合金被广泛用作加压水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR)中的核燃料包覆管、核燃料组件支持栅架和结构部件的材料。在迄今开发的锆合金中，特别有用的是包含锡(Sn)、铁(Fe)、铬(Cr)和镍(Ni)的锆合金-2(1.20～1.70重量％的锡、0.07～0.20重量％的铁、0.05～1.15重量％的铬、0.03～0.08重量％的镍、900～1500ppm的氧以及余量的锆)和锆合金-4(1.20～1.70重量％的锡、0.18～0.24重量％的铁、0.07～1.13重量％的铬、900～1500ppm的氧、小于0.007重量％的镍和余量的锆)。
然而，近年来，作为核反应堆的经济性提高的一部分，为了降低核燃料的周期成本，采用由延长更换燃料周期引起的高燃耗操作。因此，当更换燃料周期延长时，核燃料与高温和高压水及水蒸汽反应的持续时间增加。因此，在其中使用常规的锆合金-2或锆合金-4作为用于核燃料包覆管的材料的情况下，增加了核燃料被严重腐蚀的问题。
因此，迫切需要开发对高温和高压的水及水蒸汽具有优良耐腐蚀性的高燃耗核燃料包覆材料。因此，许多研究正指向开发耐腐蚀性得到提高的锆合金。因而，因为锆合金的耐腐蚀性受到添加元素的种类和量、加工条件以及热处理条件的极大影响，所以确定最佳条件对于引起优异的耐腐蚀件是最重要的因素。
当简要地研究关于高燃耗/延长周期的核燃料的包覆管的专利(在二十世纪八十年代中期后注册的)时，与锆合金基合金相比，特征在于铌(Nb)的添加和锡(Sn)量的降低。即，用于高燃耗和延长周期的核燃料的锆合金基本上包含铌，并且提供它们的最佳制备方法以显示出优异的性能。此外，对于高抗蠕变性，注册的有其中添加少量硫(S)的锆合金，并且高耐腐蚀性与合金化元素的量的控制相伴随。
美国专利4,649,023公开了一种锆合金，所述锆合金包含0.5～2.0重量％的铌、0.9～1.5重量％的锡、0.09～0.11重量％的选自铁、铬、钼、钒、铜、镍和钨中的至少一种元素以及0.1～0.16重量％的氧以及余量为锆，并且还公开了制备该合金的方法，其中在基体中的沉析物的大小限于80nm或更小。
规定在美国专利4,649,023中公开的合金组合物的美国专利5,112,573公开了一种制备锆合金的方法，所述锆合金包含0.5～2.0重量％的铌、0.7～1.5重量％的锡、0.07～0.14重量％的铁、0.03～0.14重量％的镍或铬和等于或小于0.022重量％的碳，以及余量为锆。
美国专利5,125,985和美国专利5,266,131公开了一种制备锆合金的方法，该锆合金具有的组成与美国专利5,112,573中公开的锆合金相同，其中在上述合金的冷轧过程中的后阶段引入β-淬火处理，以增加抗蠕变性和耐腐蚀性。
美国专利5,648,995公开了一种制备锆合金的方法，所述锆合金包含0.8～1.3重量％的铌、0.005～0.025重量％的铁、等于或小于0.16重量％的氧、等于或小于0.02重量％的碳和等于或小于0.012重量％的硅，以及余量为锆，其中将铁的量控制为很低，以增加抗蠕变性。
美国专利5,832,050公开了一种将8～100ppm的硫加入到八种不同的锆合金中以增加抗蠕变性的方法，所述八种锆合金包括由0.7～1.3重量％的铌、0.09～0.16重量％的氧和余量的锆组成的锆合金；以及公开了制备这些合金的方法。
美国专利6,544,361公开了一种锆合金，所述锆合金包含0.8～1.3重量％的铌、0.05～0.2重量％的氧、等于或小于300ppm的锡、等于或小于0.25重量％的铁+铬+钒以及5～35ppm的硫；以及公开了制备用于对蠕变、腐蚀和氢吸收具有优异抵抗性的薄带的材料的方法。
为了增加耐腐蚀性和抗蠕变性，美国专利5,940,464公开了一种合金组合物以及它的制备方法，所述合金组合物包含0.8～1.8重量％的铌、0.2～0.6重量％的锡、0.02～0.4重量％的铁、30～180ppm的碳、10～120ppm的硅和600～1800ppm的氧以及余量为锆。
美国专利6,261,516、6,514,360和6,902,634公开了不同的锆合金组合物及其制备方法，这些锆合金组合物包括由1.1～1.7重量％的铌、600～1600ppm的氧和80～120ppm的硅组成的锆合金。同样地，具有优异耐腐蚀性的锆合金的制备要求控制热处理温度和时间、沉析物大小和在基体中过饱和的铌的浓度。
在美国专利4,938,920中，使锡的量降低至0～0.8重量％，并且添加0～0.3重量％的钒、0～1.0重量％的铌以及1000～1600ppm的氧，以开发具有比常规的锆合金-4更高的耐腐蚀性的合金。在这种情况下，将铁和铬的量分别设定在0.2～0.8重量％和0～0.4重量％的范围内，并且将铁、铬和钒的总量限制在0.25～1.0重量％。
美国专利5,254,308公开了一种含有铌和铁的锆合金，所述铌和铁起着防止合金的机械性能的劣化的作用，该合金由于锡量降低而提高了它的耐腐蚀性。这种合金由0.45～0.75重量％的锡、0.4～0.53重量％的铁、0.2～0.3重量％的铬、0.3～0.5重量％的铌、0.012～0.3重量％的镍、50～200ppm的硅以及1000～2000ppm的氧组成。将可以影响腐蚀性能的铁/铬的比率固定在1.5，并且根据氢吸收确定铌的量。此外，镍、硅、碳和溶解氧的量得到精细控制，从而产生优异的耐腐蚀性和强度。
美国专利5,334,345公开了一种合金组合物，所述合金组合物包含1.0～2.0重量％的锡、0.07～0.7重量％的铁、0.05～0.15重量％的铬、0.16～0.4重量％的镍、0.015～0.3重量％的铌、20～500ppm的硅以及900～1600ppm的氧，以提高耐腐蚀性和氢吸收。
美国专利5,366,690公开了一种合金组合物，其中主要控制锡、氮和铌的量，并且所述合金组合物包含0～1.5重量％的锡、0～0.24重量％的铁、0～0.15重量％的铬、0～2300ppm的氮、0～100ppm的硅、0～1600ppm的氧以及0～0.5重量％的铌。
为了提高在中子辐照环境中的机械性能和腐蚀性能，美国专利5,211,774公开了一种锆合金组合物。所述合金由0.8～1.2重量％的锡、0.2～0.5重量％的铁、0.1～0.4重量％的铬、0～0.6重量％的铌、50～200ppm的硅以及900～1800ppm的氧组成，其中改变硅的量以降低氢吸收和耐腐蚀性的变化。
在涉及上述锆合金的常规技术中，主要开发锆合金-4和不同的锆合金，此外，开发了含有铌、铁和铬的锆合金以增加耐腐蚀性。然而，与这些锆合金相比，仍然需要开发具有适用于核电站中的高燃耗和延长周期的操作条件的优良耐腐蚀性的锆合金。
发明内容
本发明人旨在解决现有技术中遇到的问题而认真研究了具有高耐腐蚀性的锆合金，通过控制包括铌、铁、铜、硅、碳和氧的合金化元素的量，而开发出具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物，从而产生了本发明。
本发明的一个目的是提供具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物，所述锆合金组合物可以用作在轻水反应堆和重水反应堆的高温/高压条件下的核燃料包覆管和堆芯(core)部件的材料。
为了实现上述目的，本发明提供具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物，所述锆合金组合物包含1.3～2.0重量％的铌、0.05～0.18重量％的铁、0.008～0.012重量％的硅和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆。
另外，本发明提供具有优异耐腐蚀性的锆合金组合物，所述锆合金组合物包含2.8～3.5重量％的铌、0.2～0.7重量％的铁和铜中的至少一种、0.008～0.012重量％的硅、0.008～0.012重量％的碳和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆。
附图说明
图1是显示锆合金对水(O)和水蒸汽(□)的腐蚀性能在Zr-1.5Nb-xFe-0.01Si-0.01C-0.13O合金中依赖于铁的量的图；和
图2是显示锆合金对水(O)和水蒸汽(□)的腐蚀性能在Zr-3.0Nb-x(Fe+Cu)-0.01Si-0.01C-0.13O合金中依赖于铁和铜的总量的图。
具体实施方式
以下将给出本发明的详细描述。
根据本发明，所述锆合金组合物包含1.3～2.0重量％的铌、0.05～0.18重量％的铁、0.008～0.012重量％的硅和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆，并且优选包含1.4～1.6重量％的铌、0.08～0.12重量％的铁、0.009～0.011重量％的硅、0.009～0.011重量％的碳和0.12～0.14重量％的氧，以及余量为锆。
另外，根据本发明的锆合金组合物包含2.8～3.5重量％的铌、0.2～0.7重量％的铁和铜中的至少一种、0.008～0.012重量％的硅、0.008～0.012重量％的碳和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆，并且优选包含2.8～3.2重量％的铌、0.4～0.6重量％的铁和铜中的至少一种、0.009～0.011重量％的硅、0.009～0.011重量％的碳和0.12～0.14重量％的氧，以及余量为锆。
对于在高燃耗和延长周期条件下使用的核燃料，要解决的最重要的问题是反应堆条件下的高热流量和长的接触时间引起的表面腐蚀的急剧增加。当腐蚀增加时，愈加形成高脆性的氧化物膜，此外，将氢以大的量引入到基体中，从而使核燃料棒的结构坚固性不适宜地劣化。因此，具有优异耐腐蚀性的包覆管用材料的开发可以直接有助于轻水反应堆和重水反应堆的经济效益的提高并且它们安全性的提高。在本发明中，在抑制在反应堆条件下的腐蚀的目标的情况下，以尽可能大的量添加已知非常有助于增加在中子辐照环境中的耐腐蚀性的铌。此外，以适当的量添加铁和铜，从而提高耐腐蚀性。
以下，将具体描述本发明的锆合金组合物的各种元素。
(1)铌(第一合金化元素)
铌被称为锆的β-相稳定剂元素。铌对耐腐蚀性的影响是可变的。典型地，当以等于或小于0.5重量％(低的铌含量)或者等于或大于1.0重量％(高的铌含量)添加铌时，已知耐腐蚀性得到提高。
当将铌以不小于其固溶度的量加入到锆基体中时，由于铌的固溶体和铌的沉析，导致锆基体变硬，从而提高锆的机械性能。
加入到锆合金中的铌主要起着提高耐腐蚀性的作用，并且还影响拉伸和蠕变性能的增加。可以根据铁和铜中的至少一种的量调节在本发明中使用的铌的量。在以小于0.2重量％的量使用作为第二合金化元素的铁的情况下，优选以1.3～2.0重量％的量添加铌。另一方面，在以不小于0.2重量％的量添加铁和铜中的至少一种的情况下，优选以2.8～3.5重量％的量添加铌。如果它的量落在上述范围以外，则锆合金的耐腐蚀性降低。
(2)铁和铜(第二合金化元素)
已知以第二合金化元素添加的铁和铜增加锆合金的耐腐蚀性。即使当它们以很少的量添加时，耐腐蚀性也得到提高。在根据本发明的锆合金组合物中，当以小于0.2重量％的量添加铁时，优选将它的量控制在0.05～0.18重量％的范围内。另一方面，在以不小于0.2重量％的量添加铁和铜的情况下，优选将它的量调节在0.2～0.7重量％的范围内。如果它的量落在上述范围以外，则锆合金的耐腐蚀性降低。
在本发明的锆合金组合物中，铌的量随铁和铜中的至少一种的量的增加而成比例地增加。然而，当添加的铁和铜的总量超过0.7重量％时，可能在加工区域中产生缺陷。因此，优选铁和铜的总量不大于0.7重量％。
(3)硅、碳和氧
硅和碳起着降低锆基体中的氢吸收并且延缓转变现象的作用，从而导致腐蚀随时间流逝而剧烈增加，并且将氧溶于锆基体中产生固溶体以便增加锆合金的机械强度。
在本发明的锆合金组合物中，优选以0.008～0.012重量％的量添加以很少量使用的硅和碳，并且优选以0.1～0.16重量％的量添加氧。如果硅和碳的量落在上述范围以外，则耐腐蚀性降低，此外，如果氧的量落在上述范围以外，则可能导致低的耐腐蚀性和差的可加工性。
可以使用本领域中已知的典型方法制备本发明的锆合金组合物，并且它的制备方法优选包括将合金化元素混合并且熔融，从而制备锭料的第一步骤，将在第一步骤中制备的锭料在β-区中热处理并且冷却它的第二步骤，将在第二步骤中热处理并且冷却的锭料进行热轧的第三步骤和将在第三步骤中处理的锭料进行冷轧和热处理，从而制备锆合金的第四步骤。在第四步骤的冷轧之后，还可以包括最终热处理。
以下，将逐步地详细描述本发明的制备方法。
第一步骤是以预定的比率混合合金化元素并且使它们熔融，从而制备锭料的工艺。
优选使用真空电弧重熔(VAR)法制备所述锭料。具体而言，将室内的真空状态保持在1×10-5托，之后将氩(Ar)气以0.1～0.3托注入到其中，并且施加500～1000A的电流，由此进行熔融处理，然后进行冷却处理，从而制备得到钮扣形状的所述锭料。
同样地，为了防止在钮扣锭料中的混杂物(impurity)偏析或合金组分的不均匀分布，优选将熔融处理重复三至六次。在所述冷却处理中，为了防止在试件的表面被氧化，优选注入惰性气体，如氩气。
随后，第二步骤是将在第一步骤中制备的锭料在β-区中热处理，然后冷却它的步骤。
为了使所述锭料中的合金组分均匀化并且获得细小的沉析物，将所述锭料在β-区中热处理，然后冷却。同样地，在防止试件被氧化的目标的情况下，将所述试件用不锈钢进行包覆，并且在1000～1200℃且优选在1020～1070℃下热处理5～30分钟、并且优选10～20分钟。在热处理之后，优选进行使用室温的水的淬火处理。
随后，第三步骤是将在第二步骤中处理的试件热轧的工艺。具体而言，热轧处理是这样进行的：以历时2～50分钟、优选5～40分钟将试件预热至550～750℃、并且优选580～610℃，并且将试件以40～80％且优选50～70％的压缩比进行轧制。
在进行热轧处理之后，除去包层，然后使用酸溶液除去在β-热处理或热轧时产生的氧化物膜。此外，通过使用电动金属丝刷的机械处理，可以完全除去在酸洗处理之后残留的氧化物膜部分。
随后，第四步骤是将在第三步骤中热轧的试件冷轧并且热处理，从而制备出锆合金的步骤。
将热轧的试件在550～610℃并且优选在560～600℃下进行退火，时间为20分钟至3小时，然后以40～60％的压缩比进行冷轧，之后重复在560～600℃下持续1～3小时的热处理和冷轧。在这种情况下，将热处理和冷轧重复几次，并且优选三至五次。
在进行最终的冷轧之后，还可以包括用于重结晶或除去残余应力的最终热处理。优选将这种最终热处理在500～600℃下进行1～3小时。根据这种方法，可以制备出根据本发明的锆合金组合物。
作为腐蚀试验的结果，可以看出本发明的包含上述元素和量的锆合金组合物具有优异的耐腐蚀性(表2)，因此可以有益地用于核电站的高燃耗核燃料的包覆管、支承肋和结构部件。
通过如下实施例可以更好的理解本发明，所述实施例是为说明性而阐述的，而不应当认为是对本发明的限制。
<实施例1>锆合金的制备
(1)锭料的制备
将包含1.58重量％的铌、0.05重量％的铁、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧以及余量为锆的锆合金组合物进行VAR，从而制备得到重量为200g的钮扣形锭料。同样地，使用在ASTM B349中描述的反应堆级海绵锆作为锆，并且合金化元素具有等于或高于99.99％的高纯度。另外，首先将硅、碳和氧与海绵锆一起熔融，从而制备母合金，然后，在锭料熔融时，以需要的量添加该母合金。为了防止混杂物偏析或合金组分的不均匀分布，将熔融处理重复四次。此外，为了防止在熔融处理时的氧化，将室内的真空状态保持在1×10-5托，注入具有99.99％的高纯度的氩气，并且施加500A的电流，从而在水压为1kgf/cm2且直径为60mm的水冷铜坩埚中制备出锭料。
(2)β-热处理
为了使合金组分在锭料中均匀分布，将制备的锭料在1050℃，即β-相温度下进行15分钟固溶热处理。为了防止试件被氧化，用1mm厚的不锈钢板包覆所述试件。在完成热处理之后，使所述锭料落入充满室温水的水浴液中，由此淬火，因而产生马氏体组织。之后，将所述锭料在150℃干燥24小时以将其包壳内的水除去。
(3)热轧
使用100吨的容量的轧机进行热轧处理。历时30分钟将试件预热至590℃，然后以每道次约70％的压缩比轧制。在热轧处理之后，除去包层，并且使用包含体积比为氢氟酸∶硝酸∶水＝5％∶45％∶50％的酸溶液除去由β-热处理或热轧产生的氧化物膜。随后，使用电动金属丝刷完全除去在酸洗之后残留的氧化物膜部分。
(4)冷轧和热处理
为了除去在热轧处理之后的残余应力并且防止试件在第一次冷扎时断裂，将所述试件在590℃退火30分钟。然后使用具有70吨的容量的轧机，根据每道次厚度降低约0.5mm，以50％的压缩比进行第一次冷扎。之后，将第一次冷扎的试件在570℃进行2.5小时的中间重结晶热处理，然后以50％的压缩比进行第二次冷扎。之后，将第二次冷扎的试件在570℃进行2.5小时的中间重结晶热处理，然后以50％的压缩比进行第三次冷扎。
(5)最终热处理
将所述试件在510℃进行2.5小时的最终热处理以除去在冷轧处理之后产生的应力。进行最终热处理的试件是约0.7mm厚。
<实施例2>
以与实施例1中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含1.51重量％的铌、0.09重量％的铁、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例3>
以与实施例1中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含1.72重量％的铌、0.14重量％的铁、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例4>
以与实施例1中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含1.38重量％的铌、0.18重量％的铁、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例5>
以与实施例1中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含3.01重量％的铌、0.21重量％的铁、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物，并且在570℃进行最终热处理。
<实施例6>
以与实施例5中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含3.12重量％的铌、0.48重量％的铁、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例7>
以与实施例5中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含3.05重量％的铌、0.24重量％的铜、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例8>
以与实施例5中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含2.95的重量％铌、0.51重量％的铜、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例9>
以与实施例5中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含3.09重量％的铌、0.05重量％的铁、0.25重量％的铜、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例10>
以与实施例5中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含3.11重量％的铌、0.27重量％的铁、0.28重量％的铜、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<实施例11>
以与实施例5中相同的方式实施本实施例，不同之处在于使用包含2.98重量％的铌、0.32重量％的铁、0.35重量％的铜、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<比较例1>
以与实施例1中相同的方式实施本实施例，不同之处在于在不添加铜或铁的情况下，使用包含1.55重量％的铌、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<比较例2>
以与实施例1中相同的方式实施本实施例，不同之处在于在不添加铜或铁的情况下，使用包含3.1重量％的铌、0.01重量％的硅、0.01重量％的碳和0.13重量％的氧，以及余量为锆的锆合金组合物。
<比较例3>
采用可商购的反应堆级锆合金-4作为核电站的核燃料包覆管用的材料。
所述锆合金组合物示于下表1中。
表1
锆合金组分的比率
<试验实施例1>腐蚀试验
为了评价根据本发明的锆合金组合物的耐腐蚀性，进行如下腐蚀试验。
将实施例1～11和比较例1～3的每一种锆合金都形成尺寸为15mm×25mm×0.7mm的样片形状的腐蚀试件，之后使用800粗砂的SiC抛光纸将它的表面抛光。之后，将所述试件浸入到体积比为50∶45∶5的水∶硝酸∶氢氟酸的溶液中，由此将它的表面上的杂质和细微缺陷除去。在将它装入高压釜中之前的瞬间，测量这样表面处理的合金试件的表面积和最初重量。之后，将所述试件装入具有360℃(18.5MPa)的水和400℃(10.3MPa)的水蒸汽气氛的高压釜中，由此进行546天的腐蚀，之后测量所述试件的重量。使用每单位表面积的重量增量计算腐蚀程度，并由此进行定性评价。腐蚀实验结果示于下表2中。
表2
从表2明显看出，在包含本发明的锆合金组合物的实施例1～11的锆合金中，水腐蚀所致的重量增量被确定为51～65mg/dm2，这样的重量增量低于比较例的那些重量增量(73、77或172mg/dm2)，因而耐腐蚀性优异。此外，即使在被水蒸汽腐蚀的情况下，重量增量被确定为159～209mg/dm2，这样的重量增量低于比较例的那些重量增量(223、251或252mg/dm2)，因而耐腐蚀性优异。因此，本发明的锆合金组合物对水和水蒸汽具有优异的耐腐蚀性，因此可以有益地用于核电站的高燃耗核燃料包覆管、支承肋和反应堆结构部件。
<实验实施例2>依赖于铁或铜的量的腐蚀试验
将本发明的锆合金进行如下试验以根据铁或铜的量评价它的耐腐蚀性。
(1)依赖于铁量的耐腐蚀性
当在实施例1～4和比较例1(Zr-1.5Nb-xFe-0.01Si-0.01C-0.13O合金)的合金组合物中增加铁的量时，以与试验实施例1中相同的方式定性评价耐腐蚀性。结果示于图1中。
如图1所示，当在所述锆合金中增加铁的量时，发现试件的重量增量降低。重量增量降低表明更少的杂质吸附，从而导致低腐蚀。因此，当在所述锆合金中增加铁的量时，观察到耐腐蚀性增加。
(2)依赖于铁和铜的总量的耐腐蚀性
当在实施例5～11和比较例2(Zr-3.0Nb-x(Fe+Cu)-0.01Si-0.01C-0.13O合金)的合金组合物中增加铁和铜(Fe+Cu)的量时，使用与试验实施例1中相同的方式定性评价耐腐蚀性。结果示于图2中。
如图2所示，当在所述锆合金中增加铁和铜的总量时，所以试件的重量增量降低，因而耐腐蚀性高。
如以上所述，本发明提供用于核应用的具有优异的耐腐蚀性的锆合金组合物和制备该锆合金组合物的方法。在根据本发明的锆合金组合物中，适当地控制作为第一合金化元素的铌的量和作为第二合金化元素的铁和铜中的至少一种的量，并且以适当的量添加硅、碳和氧，因而实现优异的耐腐蚀性。因此，本发明的锆合金组合物可以有益地用作轻水反应堆和重水反应堆的核燃料包覆管、支承肋和堆芯部件。
尽管为了说明性目的公开了本发明的优选实施方案，但是本领域技术人员应当理解在不偏离如后附权利要求公开的本发明的范围和精神的情况下，各种修改、添加和替换是可以的。
Claims (7)
1.一种用于核应用的锆合金组合物，所述锆合金组合物具有优异的耐腐蚀性，并且包含1.3～2.0重量％的铌、0.05～0.18重量％的铁、0.008～0.012重量％的硅、0.008～0.012重量％的碳和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆。
2.根据权利要求1所述的锆合金组合物，其中所述组合物包含1.4～1.6重量％的铌、0.08～0.12重量％的铁、0.009～0.011重量％的硅、0.009～0.011重量％的碳和0.12～0.14重量％的氧，以及余量为锆。
3.一种用于核应用的锆合金组合物，所述锆合金组合物具有优异的耐腐蚀性，并且包含2.8～3.5重量％的铌、0.2～0.7重量％的铁和铜中的至少一种、0.008～0.012重量％的硅、0.008～0.012重量％的碳和0.1～0.16重量％的氧，以及余量为锆。
4.根据权利要求3所述的锆合金组合物，其中所述组合物包含2.8～3.2重量％的铌、0.4～0.6重量％的铁和铜中的至少一种、0.009～0.011重量％的硅、0.009～0.011重量％的碳和0.12～0.14重量％的氧，以及余量为锆。
5.根据权利要求3所述的锆合金组合物，其中所述铁和铜的总量等于或小于0.7重量％。
6.一种制备根据权利要求1至5所述的锆合金组合物的方法，所述方法包括：
第一步骤，将合金化元素混合，然后熔融，从而制备出锭料；
第二步骤，将在第一步骤中制备的所述锭料在β-区中热处理，然后将其冷却；
第三步骤，将在第二步骤中热处理并且冷却的所述锭料热轧；和
第四步骤，将在第三步骤中热轧的所述锭料冷轧并且热处理，由此制备出锆合金。
7.根据权利要求6所述的方法，所述方法在第四步骤中的所述热处理之后，还包括在进一步冷轧之后的最终热处理。
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