CN102212719B - 一种核反应堆用低锡锆合金材料 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核反应堆用低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金由如0.8%～1.0%Nb；0.2%~0.5%Sn；0.2%～0.5%Fe；0.06%～0.14%O；0.1%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.5%～1.0%。本发明通过大量实验研究发现，在控制锆合金中Sn和Fe的重量百分比之和在一定范围内时，加入特定量的Cr或V能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此可以提高核燃料组件的安全性、成本和效率，其中，V还能够改进合金的力学性能。整体上说，本发明的锆合金的耐腐蚀性能提高，可靠性更好。
Description
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。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。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。
中国发明专利公开CN1404532公开了一种用在核燃料覆层中的耐腐蚀性锆基合金，其含有较低含量的锡，具体的说，该锆合金中，Nb含量为0.6-2.0%，含有的Sn和Fe的含量关系为：当Sn为0.25时，Fe为0.5；当Sn为0.4时，Fe为0.35-0.50；当Sn为0.50时，Fe为0.25-0.50；当Sn为0.70时，Fe为0.05-0.50；当Sn为1.0时，Fe为0.05-0.50，Fe和Sn的含量之和大于0.75，其它另外的组成元素不超过0.5%，余量为Zr，这样的合金组成改进了Zr-Nb-Sn-Fe合金的耐腐蚀性能，提高了其在水和蒸汽中，特别是在氢氧化锂水溶液环境中的均匀耐腐蚀性。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种核反应堆用低锡锆合金材料，其具有更优异的耐腐蚀性能特别是焊缝处的耐腐蚀性能。
为解决以上技术问题，本发明采用的技术方案的一种技术方案是：
一种核反应堆用低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.2%～0.5% Fe； 0.06%～0.14% O；0.1%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.5%～1.0%。
根据本发明的一个优选方面，按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.1%～0.2%的Cr，以及余量为Zr组成。
根据本发明的又一优选方面，按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.1%～0.2%V，以及余量为Zr组成。
本发明采取的又一技术方案是：一种核反应堆用低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn； 0.2%～0.5% Fe； 0.06%～0.14% O；0.1%～0.2% Cr；0.1%～0.2%V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.5%～1.0%。
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发明锆合金造成不利影响。
本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明通过大量实验研究发现，在控制锆合金中Sn和Fe的重量百分比之和在一定范围内时，加入特定量的Cr或V或二者的组合，能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此可以提高核燃料组件的安全性、成本和效率，其中，V还能够改进合金的力学性能。整体上说，本发明的锆合金的耐腐蚀性能提高，可靠性更好。
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：
参见表1，其中给出了根据本发明的八种典型锆合金材料以及已有Zr-Nb的成分组成。
表1 实施例1至8的锆合金组成
具有表1中组成的锆合金材料均按照如下步骤制备得到：将Nb、Sn、Fe、Cr、V等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。
对本发明的8种锆合金板材和传统的Zr-1Nb的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℃、10.3MPa去离子水蒸汽，腐蚀时间均为14天、42天、70天、100天、146天，表2列出了本发明实施例在上述腐蚀条件下的腐蚀增重。作为对比，Zr-1Nb合金的相同试验条件的试验数据也同样在表2中列出。
另外，还对本发明的8种锆合金板材和传统的Zr-1Nb的锆合金板材进行了腐蚀条件为360℃、18.6MPa去离子水蒸汽条件下的腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀时间均为14天、42天、72天、100天、150天，表3列出了本发明实施例在上述腐蚀条件下的腐蚀增重。作为对比，Zr-1Nb合金的相同试验条件的试验数据也同样在表3中列出。
表2锆合金板材的腐蚀试验比较
表3锆合金板材的腐蚀试验比较
从表2可见，本发明锆合金与现有的Zr-1Nb合金相比，在高温蒸汽中具有优异的抗腐蚀性能。另外，参见表3，本发明锆合金在360℃、18.6MPa去离子水中的腐蚀速率显著低于CN 1404532实施例的腐蚀速率。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。
Claims (5)
1. 一种核反应堆用低锡锆合金材料，其特征在于：以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.2%～0.5% Fe； 0.06%～0.14% O；0.1%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.5%～1.0%。
2. 根据权利要求1所述的核反应堆用低锡锆合金材料，其特征在于：按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.3%～0.4% Fe； 0.06%～0.14% O；0.1%～0.2% Cr，以及余量为Zr组成。
3. 根据权利要求1所述的核反应堆用低锡锆合金材料，其特征在于：按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.1%～0.2% V，以及余量为Zr组成。
4. 一种核反应堆用低锡锆合金材料，其特征在于：以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0% Nb；0.2%~0.5% Sn； 0.2%～0.5% Fe； 0.06%～0.14% O；0.1%～0.2% Cr；0.1%～0.2%V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.5%～1.0%。
5. 根据权利要求4所述的核反应堆用低锡锆合金材料，其特征在于：按重量份计，所述低锡锆合金材料由0.9%～1.0% Nb； 0.2%~0.5% Sn； 0.3%～0.4% Fe；0.06%～0.14% O；0.1%～0.2% Cr ；0.1%～0.2% V，以及余量为Zr组成。
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