CN105483442A - 核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，由以下质量百分比的成分组成：Nb？0.8％～1.5％，Mo？0.005％～0.3％，Fe？0～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。另外本发明还公开制备该锆铌合金的方法，该方法为：当所制备的锆铌合金含铁时，以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料熔炼制备锆铌合金；当所制备的锆铌合金不含铁时，以核级海绵锆、氧化锆、Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料熔炼制备锆铌合金。本发明锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能、良好的机械强度和可加工性，适用于作为核反应堆的结构材料及燃料包壳材料。

Description

核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法
技术领域
本发明属于锆合金材料技术领域，具体涉及一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法。
背景技术
锆及其合金由于其具有低的热中子吸收截面，在高温水中有强的抗腐蚀性能和高的机械强度而被广泛应用于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性能提出了更高的要求，包括对腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等，其中耐水侧腐蚀是问题的焦点。
近年来，为满足反应堆燃料组件长寿期、高燃耗、零破损的要求，世界各国都对现有的锆合金进行改进，以提高其综合性能。这种努力大致可以分为两个方向：其一是改变锆合金中合金元素的成分、比例和加工工艺；其二是对现有锆合金进行表面改性处理。这两方面的努力都取得了一定的成果，有效地提高了锆合金的安全性和经济性，目前主要使用Zr-2合金、Zr-4合金、M5TM合金、E635合金、ZIRLOTM合金等。
美国西屋公司70年代开发了专利US4649023公开的商品名为ZIRLO的锆基合金，含有0.7-1.5wt％Sn、0.07-0.14wt％Fe、0.5-2.0wt％Nb；该合金采用低温加工工艺，显微组织结构含有细小均匀分布的第二相，在反应堆运行下，ZIRLO合金的耐水侧腐蚀性能、燃料棒辐照增长和抗蠕变性能均较常规Zr-4和低锡Zr-4低58％，辐照增长比常规Zr-4合金低60％。
法国法杰玛公司开发M5锆合金，含有0.8-1.2wt％Nb、0.09-0.15wt％O；用做设计燃耗为(55～60)GWd/MTU的AFA-3G燃料组件的包壳管。该合金的抗均匀腐蚀性能比优化Zr-4的平均值改善了2倍，在高燃耗下氧化速度小，数据分散性小，吸氢也比优化Zr-4少。
中国近两年最新公布的专利号为200810232542.6的含镁的锆铌合金的组成成分为Nb0.8％-1.2％、Mg0.02％-0.5％、O700ppm-1400ppm、余量为Zr；专利号为200810232541.1的含Cu的锆铌合金的组成成分为Nb0.6-1.2％，Cu0.004％-0.15％，S10ppm-25ppm，O0.06％-0.16％，余量为Zr；专利号为200910023972.1的一种核燃料包壳用耐腐蚀锆基合金，其中Nb0.05％-1.5％，Sn0.01-0.5％，Bi：0-0.5％，Fe0.07-0.2，Te0.05％-0.15％，S5ppm-25ppm，O0.07％-0.15％，其余Zr；专利号为200910023973.6的一种核燃料包壳用含铌锆基合金，其中Nb0.75％～1.3％，Fe0～0.3％，Bi0～0.3％，Cu0～0.5％，Te0.01％～1％，S0ppm～150ppm，O0.07％～0.15％，其余Zr；专利号为201010137351.9的一种核燃料包壳用锆-锡-铌系耐腐蚀锆基合金，其中Sn0.6～1.4％，Nb0.10～1.5％，Fe0.1～0.5％，Cr0.02～0.3％，MgO0.005～0.5％，CeO20～0.5％，Y2O30～0.5％，SiO20～0.015％，V2O30～0.03％，O0.07％～0.15％，其余Zr；以上专利都是通过添加合金元素提高锆合金的耐腐蚀性能，综上所述，添加合适的合金元素及设计组分配比是开发具有更高的耐腐蚀性能及机械性能新锆合金有效途径之一。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术中的不足，提供一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，该锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能、良好的机械强度和可加工性，适用于作为核反应堆的结构材料及燃料包壳材料。
为解决上述技术问题，本发明采用的技术方案是：一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.5％，Mo0.005％～0.3％，Fe0～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；所述锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于61mg·dm-2；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述锆铌合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于95mg·dm-2。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.2％，Mo0.01％～0.2％，Fe0～0.05％，O900ppm～1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.05％，Mo0.05％，Fe0.11％，O1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.01％，Fe0.005％，O1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.2％，Mo0.01％，O1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.9％，Mo0.1％，Fe0.1％，O1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8，Mo0.04％，Fe0.12％，O1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.2％，Fe0.2％，O700ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％，Mo0.005％，O1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
另外，本发明还提供了一种制备上述核反应堆燃料包壳用锆铌合金的方法，其特征在于，当所制备的锆铌合金含铁时，制备方法包括以下步骤：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为30％～45％，铁的质量百分含量为50％～60％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为30％～60％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，熔炼制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金；
当所制备的锆铌合金不含铁时，制备方法包括以下步骤：
步骤一、制备Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Mo中间合金中锆的质量百分含量为60％～90％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为30％～60％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、氧化锆、步骤一中所述Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，熔炼制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
本发明与现有技术相比具有以下优点：
1、本发明中铌是一种β相稳定元素，铌对锆有较高的强化作用，研究表明，当加入少量(小于0.15wt％)的铌时，锆合金材料的耐腐蚀性能便能得到提高，但铌含量过高，对于热处理敏感，所以本发明中铌的加入量小于1.5wt％，能够保证锆铌合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能；另外，氧元素在锆合金中可形成间隙固溶体，该间隙固溶体可以改善合金的机械强度，但是，过低的氧含量改善效果不明显，达不到所需的性能要求，而过高的氧含量又会降低合金的可加工性，本发明的锆铌合金中氧含量为700ppm～1400ppm，能够同时兼顾改善合金的机械强度和保持合金良好的可加工性。
2、本发明通过研究合金组分配比，提出新的合金成分，开发出具有更优良耐蚀性能的锆合金，且Fe是以Zr-Fe-Mo中间合金的形式加入，Nb是以Zr-Nb中间合金的形式加入，当该锆铌合金中含有铁时，铁能够降低合金的α-β转变温度，铁在α-Zr中的溶解度约为0.02％，在β-Zr中最大溶解度为20％，锆合金中加入纯铁后磁性转变温度为769℃，形成的金属间化合物有Zr2Fe和ZrFe2，其中ZrFe2具有C15(MgCu2)型结构，在锆铌合金中生成的(Zr,Nb)Fe2中间合金提高了合金的腐蚀性能，但是过高含量的铁会影响合金的加工性能，影响产品的成材率，另外，当该锆铌合金中不含铁时将形成ZrMo2第二相及Laves相，该ZrMo2第二相及Laves相作为高熔点的第二相可以避免或减轻现有工艺下锆合金加工及再加工过程中因第二相长大而影响到耐腐蚀性能的缺点，这种微观组织可以阻碍孪晶的产生并且弱化基面织构，从而提高锆铌合金的屈服强度和高温蠕变抗力以及耐腐蚀性能。
3.本发明锆铌合金中的钼能够降低合金的α-β转变温度，钼在α-Zr中的溶解度小于0.18％，在β-Zr中的最大溶解度为20％，钼在锆合金中通常为杂质成分，需控制其含量≦0.005wt％，在本发明中，钼作为合金元素添加到锆铌合金中，形成第二相ZrMo2，能够在提高锆铌合金耐腐蚀性能的同时，优化其加工性能，改善锆铌合金的机械性能。
下面通过实施例对本发明的技术方案做进一步的详细描述。
具体实施方式
实施例1
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb1.05％，Mo0.05％，Fe0.11％，O1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为40％，铁的质量百分含量为55％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为45％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为980℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1030℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为600℃，道次变形量为70％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为60％，所述中间退火温度为600℃，最终退火温度为560℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例2
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.01％，Fe0.005％，O1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为30％，铁的质量百分含量为50％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为30％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为960℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1050℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为590℃，道次变形量为70％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为60％，所述中间退火温度为600℃，最终退火温度为560℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例3
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb1.2％，Mo0.01％，O1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、制备Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Mo中间合金中锆的质量百分含量为70％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为60％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、氧化锆、步骤一中所述Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为1000℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1050℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为590℃，道次变形量为70％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为60％，所述中间退火温度为600℃，最终退火温度为560℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例4
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb0.9％，Mo0.1％，Fe0.1％，O1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为33％，铁的质量百分含量为60％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为30％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为980℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1030℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为650℃，道次变形量为60％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为60％，所述中间退火和最终退火的温度均为580℃，时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例5
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％，Mo0.04％，Fe0.12％，O1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为45％，铁的质量百分含量为53％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为40％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为960℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1010℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为650℃，道次变形量为80％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为50％，所述中间退火的温度为560℃，所述最终退火的温度为600℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例6
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.2％，Fe0.2％，O700ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为35％，铁的质量百分含量为50％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为55％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为980℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1030℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为580℃，道次变形量为60％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为55％，所述中间退火的温度为600℃，所述最终退火的温度为560℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例7
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％，Mo0.005％，O1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、制备Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Mo中间合金中锆的质量百分含量为90％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为50％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、氧化锆、步骤一中所述Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为980℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1030℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为600℃，道次变形量为70％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为60％，所述中间退火的温度为600℃，所述最终退火的温度为560℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例8
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb1.5％，Mo0.3％，Fe0.15％，O1300ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为42％，铁的质量百分含量为50％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为60％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为970℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1020℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为600℃，道次变形量为85％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为50％，所述中间退火的温度为570℃，所述最终退火的温度为560℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
实施例9
本实施例核反应堆燃料包壳用锆铌合金由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.15％，Fe0.03％，O900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例锆铌合金的制备方法为：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为30％，铁的质量百分含量为53％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为45％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，优选在真空自耗电弧熔炼炉中熔炼三次制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
将本实施例制备的锆铌合金在温度为990℃的条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在温度为1040℃的条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为650℃，道次变形量为60％的条件下进行热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆铌合金板材，所述热轧后和第一道次所述冷轧后均进行中间退火，第二道次所述冷轧后进行最终退火；所述冷轧的道次变形量为70％，所述中间退火的温度为560℃，所述最终退火的温度为600℃，所述中间退火和最终退火的时间均为2h，真空度均不大于8.0×10-2Pa。
按照ASTM标准“锆、铪及其合金的产品在680°F[360℃]的水中或750°F[400℃]的蒸汽中腐蚀性测试的试验方法”(标准号：ASTMG2/G2M-2006)分别对M5合金板材(西北有色金属研究院制备)和本发明实施例1～实施例9制备的核反应堆燃料包壳用锆铌合金板材的腐蚀性能进行测试，测试方法为：分别将M5合金板材和本发明实施例1～实施例9制备的核反应堆燃料包壳用锆铌合金板材置于高压釜内，进行腐蚀处理后称量计算其腐蚀增重；所述腐蚀处理的条件为：在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下浸入去离子水中腐蚀200天；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天。M5合金板材和本发明实施例1～实施例9制备的核反应堆燃料包壳用锆铌合金的腐蚀性能测试结果见表1。
表1腐蚀性能测试结果
从表1中可以看出，与M5合金板材相比，本发明实施例1～实施例9制备的核反应堆燃料包壳用锆铌合金在360℃/18.6MPa/去离子水/200天的条件下和400℃/10.3MPa/去离子水蒸汽氛围/200天的条件下均具有优良的抗腐蚀性能，其中，在360℃/18.6MPa/去离子水/200天的条件下，实施例1～实施例9的核反应堆燃料包壳用锆铌合金的腐蚀增重不大于61mg·dm-2；在400℃/10.3MPa/去离子水蒸汽氛围/200天的条件下，实施例1～实施例9的核反应堆燃料包壳用锆铌合金的腐蚀增重不大于95mg·dm-2，远远小于相同条件下M5合金的腐蚀增重。
分别对本发明实施例1～实施例9制备的核反应堆燃料包壳用锆铌合金板材和M5合金板材的抗拉强度和屈服强度进行测试，测试结果见表2。
表2抗拉强度和屈服强度测试结果
从表2中可以看出，本发明实施例1～实施例9制备的核反应堆燃料包壳用锆铌合金板材的抗拉强度及屈服强度均优于M5合金板材，说明本发明中将钼添加到锆铌合金中，当锆铌合金中含有铁时，钼与铁共存，固溶在α-Zr中，能够在保证锆铌合金优良的耐腐蚀性能的情况下，优化其加工性能，改善锆铌合金的机械性能，当锆铌合金中不含铁时，Mo在合金中会形成ZrMo2第二相和Laves相，这种微观组织可以阻碍孪晶的产生并且弱化基面织构，从而提高锆铌合金的屈服强度和高温蠕变抗力，本发明核反应堆燃料包壳用锆铌合金可以用作核反应堆燃料包壳材料或核反应堆的结构材料。
以上所述，仅是本发明的较佳实施例，并非对本发明作任何限制，凡是根据本发明技术实质对以上实施例所作的任何简单修改、变更以及等效结构变化，均仍属于本发明技术方案的保护范围内。

Claims (10)

1.一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.5％，Mo0.005％～0.3％，Fe0～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质；所述锆铌合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆铌合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于61mg·dm-2；在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述锆铌合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于95mg·dm-2。
2.按照权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％～1.2％，Mo0.01％～0.2％，Fe0～0.05％，O900ppm～1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
3.按照权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.05％，Mo0.05％，Fe0.11％，O1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
4.按照权利要求2所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.01％，Fe0.005％，O1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
5.按照权利要求2所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.2％，Mo0.01％，O1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
6.按照权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.9％，Mo0.1％，Fe0.1％，O1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
7.按照权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8，Mo0.04％，Fe0.12％，O1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
8.按照权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb1.0％，Mo0.2％，Fe0.2％，O700ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
9.按照权利要求2所述的核反应堆燃料包壳用锆铌合金，其特征在于，由以下质量百分比的成分组成：Nb0.8％，Mo0.005％，O1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
10.一种制备如权利要求1～9中任一权利要求所述核反应堆燃料包壳用锆铌合金的方法，其特征在于，当所制备的锆铌合金含铁时，制备方法包括以下步骤：
步骤一、熔炼制备Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Fe-Mo中间合金中锆的质量百分含量为30％～45％，铁的质量百分含量为50％～60％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为30％～60％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、钼屑、氧化锆、步骤一中所述Zr-Fe-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，熔炼制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金；
当所制备的锆铌合金不含铁时，制备方法包括以下步骤：
步骤一、制备Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Mo中间合金中锆的质量百分含量为60％～90％，余量为钼；所述Zr-Nb中间合金中铌的质量百分含量为30％～60％，余量为锆；
步骤二、以核级海绵锆、氧化锆、步骤一中所述Zr-Mo中间合金和Zr-Nb中间合金为原料，熔炼制备核反应堆燃料包壳用锆铌合金。
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