CN102220519A - 一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.25%～0.4%、Fe 0.3%～0.45%、Cr 0.2%～0.3%、S 30ppm～100ppm、O 600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1.6∶1。本发明对传统的Zr-Nb合金配方进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的蠕变性能，焊接性能等，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。

Description

一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金
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核压水反应堆结构材料的锆合金。
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。目前最成熟、应用最广泛的是被称之为Zr-2、Zr-4合金的锆合金，但随着核燃料组件向长寿期、高燃耗方向的发展，要求作为反应堆结构材料的锆基合金必须具有更好的耐蚀、抗蠕变、抗辐射生长等综合性能，在这一点上Zr-2、Zr-4合金已不能满足要求。
近二十年来，压水堆用锆合金的研究趋势是对已有材料的不断改进和进行高性能新锆合金的研究，总体思路是在Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系合金的基础上进行合金成分含量的调整以及添加其它合金元素，或者二者同时进行以达到提高合金整体性能的目的。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其综合性能特别是抗腐蚀性能优异。
为解决以上技术问题，本发明采用的技术方案是：
一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.25%～0.4%、Fe 0.3%～0.45%、Cr 0.2%～0.3%、S 30ppm～100ppm、O 600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1.6:1。
根据本发明的进一步方案：按重量份计，所述锆合金的组成为：Nb 0.3%、Fe 0.35%、Cr 0.25%、S 50ppm、O 600～1200ppm、C≤100ppm、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发明锆合金造成不利影响。
根据本发明，上述锆合金可通过如下步骤制备：将熔炼所需的各种组元素按照配方比例均匀混合，压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行熔炼，熔炼3次，制成成分分布均匀的合金铸锭；然后将合金铸锭在900~1000℃的β相区锻造成所需形状的坯料；接着在980~1050℃的β相区均固溶处理，然后淬火处理；然后在550~750℃范围内对淬火后的坯料进行热加工，热加工后的坯料经多次冷加工和在500~600℃范围内进行中间退火，直至加工成所需型材；最后，在550℃~630℃范围内进行再结晶退火，得到成品锆合金材料。
按照上述工艺制备的材料由等轴α-Zr晶粒和细小弥散分布的第二相粒子组成，这样的显微组织能够保证该材料在反应堆堆芯苛刻的环境中具有优良的耐腐蚀性能、力学性能等使用性能。
本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明对传统的Zr-Nb合金配方进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的蠕变性能，焊接性能等，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。
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：
将熔炼所需的各种组元素按照表1的配方比例均匀混合，压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行熔炼，熔炼3次，制成成分分布均匀的合金铸锭；然后将合金铸锭在900~1000℃的β相区锻造成所需形状的坯料；接着在980~1050℃的β相区均固溶处理，然后淬火处理；然后在550~750℃范围内对淬火后的坯料进行热加工，热加工后的坯料经多次冷加工和在500~600℃范围内进行中间退火，直至加工成所需型材；最后，在550℃~630℃范围内进行再结晶退火，得到成品锆合金材料，并进一步制备成腐蚀样品进行高压釜腐性能测试。
对本发明的实施例1-7的七种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去离子水蒸汽和427℃水蒸汽。表1给出了根据本发明的实施例1-7的锆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1-7的锆合金组成及耐腐蚀性能
Figure 4330DEST_PATH_IMAGE001
从表1的数据可以看出，本发明锆合金在427℃蒸汽中腐蚀速率小于1.1mg/(dm2 *d)，在400℃蒸汽中腐蚀速率小于0.55mg/(dm2 *d)，抗腐蚀性能优异。此外，本发明锆合金还显示了优异的焊接特性及力学性能，满足核压水反应堆结构材料的要求。
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 (2)

1. 一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.25%～0.4%、Fe 0.3%～0.45%、Cr 0.2%～0.3%、S 30ppm～100ppm、O 600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1.6:1。
2. 根据权利要求1所述的用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其特征在于：按重量份计，所述锆合金的组成为：Nb 0.3%、Fe 0.35%、Cr 0.25%、S 50ppm、O  600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。
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