CN106507845B - 一种锆基合金 - Google Patents
一种锆基合金Info
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Abstract
一种锆基合金，涉及一种用于核反应堆结构材料的金属合金。其特征在于合金的组成为(重量％)：Sn 0.8～1.2；Nb 0.05～1.0；Fe 0.1～0.5；Cr 0.03～0.15；Mo 0.01～0.15；O 0.07～0.16；余量为Zr和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm，C小于200ppm，且控制Fe/Cr比值为2～4。用本发明的合金材料在400℃温度下，10.3MPa的蒸汽中堆外高压釜试验表明，耐蚀性能比ZirLo合金提高了40％，且其它性能与ZirLo合金相当，加工性能良好。
Description
一种锆基合金，涉及一种用于核反应堆结构材料的金属合金。
目前，锆基合金已被广泛用作核反应堆的结构材料。Zr-2、Zr-4和Zr-Nb合金，作为在核反应堆的包壳管、压力管等堆芯结构件材料，得到了普遍应用。近年来，随着核反应堆技术的不断发展，提高燃料的燃耗，延长换料周期，成为核反应堆的发展方向。核反应堆对结构件的性能，提出了更高的要求，即要满足燃耗大于50,000MWd/tU的要求。而在目前已经应用在制造核反应堆的锆锡系合金中的锆基合金，已不能完全满足新型反应堆的需要。美国西屋公司的堆内辐照实验表明，Zr-4合金最多可在48,000～50,000MWd/tU燃耗水平下使用。为此，美国的西屋公司新近发明了ZirLo合金，即Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe。法国开发研制了M5合金，即Zr-1Nb-0.125O。俄罗斯开发研制了E635(Zr-1Nb-1Sn-0.4Fe)合金，用于满足新型核反应堆的需要，目前ZirLo合金、M5合金和E635合金已进入商业开发应用阶段。还有以此为目的的一些新合金正在研制中，例如93年5月18日公开的美国专利US5211774，介绍了一种Zr-Sn-Nb合金(Zr-0.8～1.2Sn-0.2～0.5Fe-0.1～0.4Cr-0.1～0.6Nb)。寻找能更好更有效地满足高燃耗水平的核反应堆的材料，是目前世界上颇为关注的课题。WO 00/65117专利文件公开的一种锆合金，其组成是Sn 0.5～2，Nb0.5～3，Fe 0.3～1.0，Cr 0.002～0.2，Mo或W或V 0.001～0.04，O 0.04～0.15，Si 0.002～0.15，C 0.003～0.04，余量为Zr。由于该合金在对Fe、Cr含量的选择方面，没有对Fe/Cr进行有效的选择，不利于产生提高合金适应提高燃料的燃耗要求性能的合金相的生成；较高的C含量，使抗腐蚀性能差；该合金Mo含量较高，对合金的焊接性能产生不利影响；且W通常是核用锆合金中应避免使用的合金元素的之一。
本发明的目的在于提供一种能更有效地满足核反应堆高燃耗水平要求的、且有效保证合金的耐腐蚀、焊接性金的新型锆基合金。
本发明的目的是通过以下技术方案实现的。
一种锆基合金，其特征在于合金的组成为(重量％)：Sn 0.8～1.2；Nb0.05～1.0；Fe 0.1～0.5；Cr 0.03～0.15；Mo 0.01～0.15；O 0.07～0.16；余量为Zr和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm，C小于200ppm；且控制Fe/Cr比为3～4。
由于采取了上述技术方案，本发明的锆基合金中含有适量的Sn、Nb、Fe、Cr和Mo，同时选择合金中的Fe/Cr比在一个比较适当比值，Fe、Cr和Mo在合金中形成合适的Zr(Fe、Cr)和Zr(Mo)金属间化合物，使本发明的锆基合金提高了满足高燃耗水平核反应堆要求的性能，特别具有优良的耐高温水和蒸汽腐蚀性能。需要指出的是，本发明的锆基合金中，加入少量的Mo作为合金元素，使合金氧化膜更加致密，更耐腐蚀。
与其它已公开的专利报导的新锆合金相比，本发明的锆基合金组成中，合金元素Nb的含量范围更宽，为0.05～1.0(重量％)；加入少量Mo作为合金元素使合金性能得到进一步改善。用本发明的锆基合金制造核反应堆使用的板材和管材，在400℃温度下，10.3MPa的蒸汽中的堆外高压釜试验表明，该合金的耐蚀性能比已进入商用的ZirLo合金提高了40％。同时该合金又具有与ZirLo合金相当的机械性能，并具有良好的加工性能。
下面结合实例对本发明锆基合金作进一步说明。
一种锆基合金，其特征在于合金的组成为(重量％)：Sn 0.8～1.2；Nb0.05～1.0；Fe 0.1～０.5；Cr 0.03～0.15；Mo 0.01～0.15；O 0.07～0.16；余量为Zr和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm，C小于200ppm。为了控制第二相的组成，Fe/Cr比应控制在适当范围的比值为3～4。
本发明的合金元素Sn、Fe、Cr均采用与锆形成中间合金的形式加入。选择原子能级纯度的锡箔、铁屑、铬颗粒与原子能级海绵锆一起，按锡不大于40％，含锆不大于30％的原则配制好中间合金。在氩弧焊箱中进行熔炼得到中间合金。然后再将中间合金、原子能级纯度铌条、钼条与海绵锆一起压成电极，经真空自耗电弧炉熔炼得到设计成分的合金铸锭。
实施例1
本发明的合金1(Zr-1.2Sn-02Nb-03Fe-0.1Cr-0.05Mo-0.08O)，即含(重量％)1.2％Sn，0.2％Nb，0.3％Fe，0.1％Cr，0.05％Mo，0.08％O其余为Z r和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm、C小于200ppm。
用与常规Zr-4合金类似的制备工艺加工的本发明的合金管材样品和Zr-4合金、ZirLo合金管材样品在同样条件下比较堆外抗腐蚀性能和力学性能，结果如表1、表2所示。
表1 合金1、ZirLo、常规Zr-4合金管材样品400℃、10.3MPa蒸汽中的腐蚀增重数据比较
表2 合金1、ZirLo、常规Zr-4高温管材375℃拉伸性能比较
| 合金 | σb/MPa | σ0.2/MPa | δ/％ |
| 新合金1 | 261 | 164-170 | 34-40 |
| ZirLo合金 | 265 | 165-168 | 31-34 |
| Zr-4合金 | 249 | 142-148 | 30-34 |
实施例2
本发明的合金2(Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.3Fe-0.1Cr-0.05Mo-0.10O)，即含1.0％Sn，1.0％Nb，0.3％Fe，0.1％Cr，0.05％Mo，0.10％O，其余为Zr和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm，C小于200ppm。
用与常规Zr-4合金类似的制备工艺加工的本发明的合金2板材样品和Zr-4合金、E635合金板材样品在同等条件下，比较堆外抗腐蚀性能和力学性能，结果如表3、表4所示。
表3 合金2、E635、常规Zr-4合金板材样品400℃、10.3MPa蒸汽中的腐蚀增重数据比较
表4 合金2、E635、常规Zr-4板材高温(375℃)拉伸性能比较
| 合金 | σb/MPa | σ0.2/MPa | δ/％ |
| 新合金2 | 270-285 | 160-170 | 35-42 |
| E635合金 | 280 | 165 | 34-35 |
| Zr-4合金 | 248 | 140 | 34-40 |
实施例3
本发明的合金3(Zr-0.8Sn-0.5Fe-0.13Cr-0.10Mo-0.05Nb-0.15O)，即合金含(重量％)0.8％Sn，0.05％Nb，0.5％Fe，0.13％Cr，0.10％M0，0.15％O，其余为Zr和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm，C小于200ppm。
用与常规Zr-4合金类似的制备工艺加工的本发明的合金3棒材样品和常规Zr-4合金、E110合金(Zr-1％Nb)(俄罗斯、类似于M5合金)棒材样品在同等条件下，比较堆外抗腐蚀性能和力学性能，结果如表5、表6所示。
表5 合金3、E110合金、常规Zr-4合金棒材样品400℃、10.3MPa蒸汽中的腐蚀增重数据比较
表6 合金3、E110合金、常规Zr-4棒材高温(375℃)拉伸性能比较
| 合金 | σb/MPa | σ0.2/MPa | δ/％ |
| 新合金3 | 286 | 170 | 35-42 |
| E110合金 | 227 | 135 | 52 |
| Zr-4合金 | 248 | 140 | 34-40 |
Claims (1)
1.一种锆基合金，其特征在于合金的组成为(重量％)：Sn 0.8～1.2；Nb 0.05～1.0；Fe 0.1～0.5；Cr 0.03～0.15；Mo 0.01～0.15；O 0.07～0.16；余量为Zr和不可避免的杂质，其中Si小于150ppm，C小于200ppm；且控制Fe/Cr比为3～4。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN00128003.1A CN106507845B (zh) | 2000-12-15 | 2000-12-15 | 一种锆基合金 |
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| CN00128003.1A CN106507845B (zh) | 2000-12-15 | 2000-12-15 | 一种锆基合金 |
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| CN106507845B true CN106507845B (zh) | 2016-10-05 |
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| CN (1) | CN106507845B (zh) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111676389A (zh) * | 2020-06-30 | 2020-09-18 | 上海大学 | 小型水冷核反应堆用锆合金包壳材料及其制备方法 |
| CN112326540A (zh) * | 2020-09-30 | 2021-02-05 | 东莞材料基因高等理工研究院 | 基于bp网络模型的核用锆-4合金耐腐蚀性能预测方法、电子设备、存储介质 |
-
2000
- 2000-12-15 CN CN00128003.1A patent/CN106507845B/zh not_active Expired - Lifetime
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| CN112326540A (zh) * | 2020-09-30 | 2021-02-05 | 东莞材料基因高等理工研究院 | 基于bp网络模型的核用锆-4合金耐腐蚀性能预测方法、电子设备、存储介质 |
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