CN105803263A - 一种核反应堆燃料包壳用锆合金 - Google Patents

一种核反应堆燃料包壳用锆合金 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％～1.5％，Nb 0.2％～2.0％，Fe 0.1％～0.8％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.005％～0.2％，O 700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。本发明的锆合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能，在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于65mg·dm‑2；或者在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述锆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。

Description

一种核反应堆燃料包壳用锆合金
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合金。
背景技术
锆及其合金由于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。在核反应堆中，由于提高核燃料的燃耗是降低核电成本的有效途径，而对于压水堆进一步提高燃耗的主要限制因素是燃料包壳锆合金的水侧腐蚀和吸氢。因此，对锆合金的抗腐蚀性能提出了更高的要求。
为了实现上述目的，合金元素的加入满足(1)热中子吸收截面应当小，才能保持锆的热中子吸收截面低的优点；(2)合金元素应该保证该合金制作的结构部件在反应堆整个运行寿期内的耐蚀性能；(3)合金元素应该保证该合金制作的结构部件在反应堆运行的各种可能工况下力学性能稳定可靠。目前主要使用Zr-2合金、Zr-4合金、M5合金、E635合金、ZIRLO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的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ZL200810232542.6的含镁的锆铌合金的成分为Nb0.8％～1.2％、Mg0.02％～0.5％、O 700ppm～1400ppm、余量为Zr。申请号为200810232541.1的含Cu的锆铌合金的成分为Nb：0.6～1.2％，Cu：0.004％～0.15％，S：10ppm-25ppm，O：0.06％～0.16％，余量为Zr。申请号为200910023972.1的一种核燃料包壳用耐腐蚀锆基合金，其中Nb：0.05％～1.5％，Sn：0.01％～0.5％，Bi：0～0.5％，Fe：0.07％～0.2％，Te：0.05％～0.15％，S：5ppm～25ppm，O：0.07％～0.15％，其余为Zr。申请号为200910023973.6的一种核燃料包壳用含铌锆基合金，其中Nb：0.75％～1.3％，Fe：0～0.3％，Bi：0～0.3％，Cu：0～0.5％，Te：0.01％～1％，S：0ppm～150ppm，O：0.07％～0.15％，其余为Zr。申请号为201010137351.9的一种核燃料包壳用锆-锡-铌系耐腐蚀锆基合金，其中Sn：0.6～1.4％，Nb：0.10～1.5％，Fe：0.1～0.5％，Cr：0.02～0.3％，MgO：0.005～0.5％，CeO2：0～0.5％，Y2O3:0～0.5％，SiO2:0～0.015％，V2O3：0～0.03％，O：0.07％～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的有效途径之一。
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的不足，提供一种核反应堆燃料包壳用锆合金。该锆合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能，在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于65mg·dm-2；或者在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述锆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。
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合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％～1.5％，Nb 0.2％～2.0％，Fe 0.1％～0.8％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.005％～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％～0.8％，Nb 0.8％～1.2％，Fe 0.2％～0.5％，Cr0.05％～0.2％，Te 0.01％～0.05％，O 900ppm～1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，所述锆合金中Fe和Cr的质量比为(2～4):1。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％，Nb 1.0％，Fe 0.35％，Cr 0.1％，Te 0.01％，O1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.8％，Nb 0.8％，Fe 0.3％，Cr 0.1％，Te 0.02％，O 1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.6％，Nb 1.2％，Fe 0.5％，Cr 0.2％，Te 0.05％，O 900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.8％，Nb 1.2％，Fe 0.2％，Cr 0.05％，Te 0.04％，O1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.6％，Nb 1.0％，Fe 0.2％，Cr 0.1％，Te 0.01％，O 1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％，Nb 1.2％，Fe 0.4％，Cr 0.11％，Te 0.015％，O900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
上述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，所述锆合金中的Sn、Fe和Cr以Zr-Sn-Fe-Cr中间合金的形式加入，Nb以Zr-Nb中间合金的形式加入，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为40％～60％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％～60％。
本发明与现有技术相比具有以下优点：
1、本发明的锆合金中铌是一种β相稳定元素，铌对锆有较高的强化作用，当加入少量的铌时，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，本发明通过加入不大于2.0wt％的铌，能够保证锆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，本发明的锆合金氧含量为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、本发明的锆合金中的铁在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，在锆合金中生成的(Zr,Nb)Fe2中间合金提高了合金的腐蚀性能。
3、本发明的锆合金中添加微量Te，可以提高锆合金的耐腐蚀性能和抗吸氢性能，添加α相稳定元素锡，能提高锆合金的强度和腐蚀性能。本发明的锆合金中的铬可以改善合金的耐腐蚀性能和拉伸性能，而且Cr元素可与Fe在合金材料中形成Zr(Fe,Cr)2相，能够显著提高合金的抗吸氢性能，因此Cr和Fe的含量范围以及两者之间配比会显著影响合金的耐腐蚀和抗吸氢性能。本发明优选Fe和Cr的质量比为(2～4):1，能够在改善合金的耐腐蚀性能和拉伸性能的同时显著提高合金的抗吸氢性能。
4、本发明的锆合金的耐腐蚀性能满足：在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于65mg·dm-2；或者在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述锆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。
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
本发明锆合金由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％～1.5％，Nb0.2％～2.0％，Fe 0.1％～0.8％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.005％～0.2％，O700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。该锆合金所涉及的原料包括核用海绵锆、锡粉、铁粉、铬粉、铌粉和碲粉，具体的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为40％～60％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％～60％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
实施例1
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％，Nb 1.0％，Fe 0.35％，Cr 0.1％，Te 0.01％，O 1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为50％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为40％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在980℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1030℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为560℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.8％，Nb 0.8％，Fe 0.3％，Cr 0.1％，Te 0.02％，O 1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为40％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在960℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1050℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为560℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.6％，Nb 1.2％，Fe 0.5％，Cr 0.2％，Te 0.05％，O 900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为60％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为60％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在1000℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1050℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为560℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.8％，Nb 1.2％，Fe 0.2％，Cr 0.05％，Te 0.04％，O 1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为60％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为50％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在980℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1030℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.6％，Nb 1.0％，Fe 0.2％，Cr 0.1％，Te 0.01％，O 1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为40％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为50％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在960℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1010℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为600℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％，Nb 1.2％，Fe 0.4％，Cr 0.11％，Te 0.015％，O 900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为55％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为45％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在980℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1030℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为560℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.7％，Nb 0.9％，Fe 0.32％，Cr 0.08％，Te 0.03％，O 1100ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为45％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在980℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1030℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为560℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％，Nb 2.0％，Fe 0.1％，Cr 0.05％，Te 0.2％，O 1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为45％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在1000℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1050℃条件下固溶处理后淬火，淬火后在温度为650℃，道次变形量为85％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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600℃，最终退火的温度为560℃，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
本实施例的核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 1.5％，Nb 0.2％，Fe 0.8％，Cr 0.2％，Te 0.005％，O 700ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
本实施例的锆合金的制备方法为：按照设计成分熔炼制备Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为45％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％；然后将核用海绵锆、制备的Zr-Sn-Fe-Cr中间合金和Zr-Nb中间合金混合均匀压制电极，在真空自耗电弧炉中经三次常规熔炼得到锆合金铸锭。
将本实施例制备的锆合金铸锭在1000℃条件下开坯锻造，得到板坯，将所述板坯在1050℃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％的条件下进行一火次热轧，热轧后进行两道次冷轧，得到锆合金板材，所述热轧后和第一道次冷轧后均进行中间退火，第二道次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℃，最终退火的温度为560℃，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(法国进口)和本发明实施例1～9制备的核反应堆燃料包壳用锆合金板材的腐蚀性能进行测试，测试方法为：分别将M5合金和本发明实施例1～8制备的核反应堆燃料包壳用锆合金板材置于高压釜内，进行腐蚀处理后称量其腐蚀增重；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合金和本发明实施例1～9制备的核反应堆燃料包壳用锆合金的腐蚀性能测试结果见表1。
表1锆合金腐蚀性能测试结果
从表1中可以看出，与M5合金板材相比，本发明实施例1～9制备的核反应堆燃料包壳用锆合金在360℃/18.6MPa/去离子水/200天的条件下和400℃/10.3MPa/去离子水蒸汽/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，本发明实施例1～9的核反应堆燃料包壳用锆基合金的腐蚀增重不大于65mg·dm-2；在400℃/10.3MPa/去离子水蒸汽/200天的条件下，实施例1～9的核反应堆燃料包壳用锆基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。
按照GB/T 228.1-201《金属材料拉伸试验第1部分室温试验方法》对Zr-4合金和本发明实施例1～9制备的核反应堆燃料包壳用锆合金板材的力学性能进行测试，结果见表2。
表2锆合金力学性能测试结果
力学性能 Rm(MPa) Rp0.2(MPa)
实施例1 511 350
实施例2 512 341
实施例3 513 340
实施例4 517 342
实施例5 517 340
实施例6 512 341
实施例7 511 351
实施例8 513 352
实施例9 516 342
Zr-4合金 510 339
从表2中可以看出，本发明实施例1～9制备的锆合金的力学性能与Zr-4合金相当，完全可以满足核反应堆燃料组件用所需锆材的力学性能。
按照GB/T 13747《锆及锆合金化学分析方法》对本发明实施例1～9制备的核反应堆燃料包壳用锆合金板材的抗吸氢性能进行测试，结果见表3。
表3锆合金抗吸氢性能测试结果
抗吸氢性能 400℃水蒸气中腐蚀200天后的吸氢量/ppm
实施例1 19
实施例2 20
实施例3 21
实施例4 18
实施例5 11
实施例6 12
实施例7 18
实施例8 13
实施例9 14
从表3中可以看出，本发明实施例1～9制备的锆合金在400℃水蒸气中腐蚀200天后的吸氢量都相当小，本发明的锆合金具有优良的耐吸氢性能。
以上所述，仅是本发明的较佳实施例，并非对本发明做任何限制，凡是根据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合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％～1.5％，Nb 0.2％～2.0％，Fe 0.1％～0.8％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.005％～0.2％，O 700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
2.根据权利要求1所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％～0.8％，Nb 0.8％～1.2％，Fe0.2％～0.5％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.01％～0.05％，O 900ppm～1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
3.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，所述锆合金中Fe和Cr的质量比为(2～4):1。
4.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％，Nb 1.0％，Fe 0.35％，Cr 0.1％，Te 0.01％，O 1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
5.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.8％，Nb 0.8％，Fe 0.3％，Cr 0.1％，Te 0.02％，O 1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
6.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.6％，Nb 1.2％，Fe 0.5％，Cr 0.2％，Te 0.05％，O 900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
7.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.8％，Nb 1.2％，Fe 0.2％，Cr 0.05％，Te 0.04％，O 1200ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
8.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.6％，Nb 1.0％，Fe 0.2％，Cr 0.1％，Te 0.01％，O 1000ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
9.根据权利要求2所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.4％，Nb 1.2％，Fe 0.4％，Cr 0.11％，Te 0.015％，O 900ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。
10.根据权利要求1-9中任一权利要求所述的一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，所述锆合金中的Sn、Fe和Cr以Zr-Sn-Fe-Cr中间合金的形式加入，Nb以Zr-Nb中间合金的形式加入，所述Zr-Sn-Fe-Cr中间合金中Sn的质量百分含量为40％～60％，Zr-Nb中间合金中Nb的质量百分含量为30％～60％。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105834691A (zh) * 2016-05-05 2016-08-10 上海大学 锆合金的高通量制备方法
CN109859862A (zh) * 2019-01-31 2019-06-07 西部新锆核材料科技有限公司 一种锆合金燃料组件导向管及其制备方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5596615A (en) * 1994-03-18 1997-01-21 Hitachi, Ltd. Fuel assembly for nuclear reactor and manufacturing method thereof
US5986211A (en) * 1998-02-19 1999-11-16 Square D Company Viewing window construction for a disconnect switch
CN103650658B (zh) * 2004-12-27 2010-11-10 西北有色金属研究院 一种Zr-Sn-Nb-Fe-Cr合金均匀化熔炼方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5596615A (en) * 1994-03-18 1997-01-21 Hitachi, Ltd. Fuel assembly for nuclear reactor and manufacturing method thereof
US5986211A (en) * 1998-02-19 1999-11-16 Square D Company Viewing window construction for a disconnect switch
CN103650658B (zh) * 2004-12-27 2010-11-10 西北有色金属研究院 一种Zr-Sn-Nb-Fe-Cr合金均匀化熔炼方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
杨忠波，赵文金: ""锆合金耐腐蚀性能及氧化特性概述"", 《材料导报》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105834691A (zh) * 2016-05-05 2016-08-10 上海大学 锆合金的高通量制备方法
CN109859862A (zh) * 2019-01-31 2019-06-07 西部新锆核材料科技有限公司 一种锆合金燃料组件导向管及其制备方法

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