CN115747570A - 一种小型压水堆用锆合金包壳材料及其制备方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于锆合金材料技术领域。本发明提供了一种小型压水堆用锆合金包壳材料,包含如下重量百分数的原料:Sn 0.4~1.5%、Fe 0.1~0.6%、Cr0.1~0.3%、Ni 0~0.05%、余量为Zr。本发明还提供了该小型压水堆用锆合金包壳材料的制备方法。本发明的锆合金包壳材料在500℃、10.3MPa的3种不同氧含量过热蒸汽中(除氧、300μg/kg DO和1000μg/kg DO)均不发生疖状腐蚀,表现出非常优良的耐疖状腐蚀性能和耐均匀腐蚀性能,且加工性好,可在小型压水堆中用作燃料元件包壳材料以及定位格架条带堆芯结构材料。
Description
技术领域
本发明涉及锆合金材料技术领域,尤其涉及一种小型压水堆用锆合金包壳材料及其制备方法。
背景技术
国际原子能机构(IAEA)将电功率小于300MWe的反应堆归类为小型模块化反应堆(SmallModularReactor,SMR)。SMR具有功率小、设计施工周期短、选址灵活、环境适应性强等优点。随着小型反应堆技术的发展和完善,SMR作为一种新型的核能系统,在军事和民用领域发挥着重要作用,可以满足不同国家和地区日益增长的能源需求。压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)是SMR堆型之一,核燃料元件是SMR中的核心部件,其性能好坏直接关系到SMR的先进性、安全性和经济性。因此,研发适用小型压水堆进一步发展需求的核燃料元件至关重要。
锆具有优异的核性能,它的热中子吸收截面小(0.18barn)、导热率高、力学性能好、加工性能以及与UO2相容性良好。添加少量合金元素制成的锆合金在300~400℃高温高压水和蒸汽中具有良好的耐腐蚀性能,同时拥有良好的综合力学性能和较高的导热性能,被广泛用作燃料棒的包壳、导向管等结构材料。目前国际上开发的锆合金主要有Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb三大系列。通过添加Sn、Fe、Cr、Ni、Nb等合金元素,已经形成了商用的Zr-2、Zr-4、Zr-2.5Nb、E110、M5、ZIRLO、E635、N36等锆合金,以及具有应用前景的N18、SZA系列和CZ系列锆合金。
然而Zr-4合金用作压水堆的燃料元件包壳材料时,其成分含量并不在最佳范围,较高的Sn含量对锆合金耐腐蚀性能是不利的;并且在未加氢除氧的压水堆水质中,Zr-4合金还会发生疖状腐蚀。Zr-4合金为了能同时满足耐均匀腐蚀和耐疖状腐蚀性能的要求,应当控制累积退火参数A值为10-18h或第二相尺寸在100nm左右,其中A=∑tiexp(-Q/RTi),式中Q/R=40000K,ti和Ti是淬火后各次热处理的时间(h)和温度(K),Q为第二相析出的激活能,R为气体常数,所以在压水堆核电站中,燃料元件包壳Zr-4合金逐渐被一些性能更加优良的含Nb锆合金替代。Zr-2合金在用作沸水堆的燃料元件包壳材料时,虽然具有较好的耐疖状腐蚀性能,但是由于合金中添加含量较高的Ni,使得合金的吸氢能力增强,不利于耐腐蚀性能。因此,随着核电的进一步发展,Zr-2和Zr-4合金现已无法满足高燃耗燃料组件的要求。
为了简化系统和节省空间,在SMR中一般不采用加氢除氧装置,并且即使采用加氢除氧装置,除氧的效果也有限,这就造成了回路水中溶解氧(Dissolved Oxygen,DO)含量的增加。研究发现DO会对锆合金的腐蚀起到加速作用,但作用程度跟合金成分密切相关。目前用作商用水冷核电站中高燃耗燃料组件的包壳材料是高Nb锆合金ZIRLO、E110、E635、M5和N36。然而Nb在DO环境中不仅易被氧化成Nb2O5,导致更大的体积膨胀和应力变化,使氧化膜提前失去保护性,而且氧化膜/基体(O/M)界面还会存在一层异于ZrO2的非稳定化学计量比的ZrO和过饱和的Zr(O)sat过渡层,并随着向基体的延伸,O的固溶度逐渐降低,在腐蚀转折前后,O/M界面处过渡层的形态分布和基体中O的浓度梯度也会不同,由于有效参与氧化反应的O2浓度增加,O/M界面处的纳米结构也会发生改变,从而影响锆合金的腐蚀进程。
因此,为了满足小型压水堆高燃耗燃料组件的要求,在溶解氧环境中同时具备优良耐疖状腐蚀性能和耐均匀腐蚀性能的锆合金包壳材料具有良好的应用前景。
发明内容
本发明的目的是针对现有技术的不足提供一种小型压水堆用锆合金包壳材料及其制备方法。
为了实现上述发明目的,本发明提供以下技术方案:
本发明提供了一种小型压水堆用锆合金包壳材料,包含如下重量百分数的原料:
Sn 0.4~1.5%、Fe 0.1~0.6%、Cr0.1~0.3%、Ni 0~0.05%、余量为Zr。
本发明还提供了所述的小型压水堆用锆合金包壳材料的制备方法,包含如下步骤:
1)按照原料重量百分数将原料进行熔炼,得到合金锭;
2)将合金锭预热后进行热压,得到坯料;
3)将坯料进行β相区均匀化处理后顺次进行预热、热轧处理,得到板材;
4)将板材进行β相空冷处理后,顺次经过冷轧和中间退火处理,得到锆合金薄板;
5)将锆合金薄板进行退火处理后空冷,得到小型压水堆用锆合金包壳材料。
作为优选,步骤1)所述熔炼的温度为2000~2200℃,熔炼的次数为4~8次,每次熔炼的时间为3~5min,熔炼在高纯Ar气保护下进行。
作为优选,步骤2)所述预热的温度为600~800℃,预热的时间为20~40min;热压的温度为600~800℃,热压采用3套不同高度(26mm、23mm和20mm)的模具,最终得到厚度为18~20mm的坯料。
作为优选,步骤3)所述β相区均匀化处理的真空度为4×10-3~6×10-3Pa,温度为1000~1100℃,时间为20~40min。
作为优选,步骤3)所述预热的温度为600~800℃,预热的时间为20~40min。
作为优选,步骤3)所述热轧处理的温度为600~800℃;板材的厚度为1.5~2.5mm。
作为优选,步骤4)所述β相空冷处理的真空度为4×10-3~6×10-3Pa,温度为1000~1100℃,时间为20~40min。
作为优选,步骤4)所述冷轧的次数为3~5道次;中间退火处理的温度为600~650℃,中间退火处理的时间为50~70min;锆合金薄板的厚度为0.6~0.8mm。
作为优选,步骤5)所述退火处理的真空度为4×10-3~6×10-3Pa,温度为560~650℃,时间为5~8h,以得到再结晶组织。
本发明的有益效果包括以下几点:
1)本发明的小型压水堆用锆合金包壳材料在500℃、10.3MPa的3种不同氧含量过热蒸汽中(除氧、300μg/kg DO和1000μg/kg DO)均表现出非常优良的耐疖状腐蚀性能和耐均匀腐蚀性能。
2)本发明降低了Sn、Ni的含量,并优化了合金中Fe、Cr的含量,通过对于合金成分的优化调控,提升了小型压水堆用锆合金包壳材料的综合耐腐蚀性能,使其优于Zr-2和Zr-4合金,且加工性好,可在小型压水堆中用作燃料元件包壳材料以及定位格架条带堆芯结构材料。
附图说明
图1为实施例1~5的5种小型压水堆用锆合金包壳材料和Zr-2、Zr-4合金在500℃/10.3MPa/除氧/过热蒸汽中的腐蚀增重曲线;
图2为实施例1~5的5种小型压水堆用锆合金包壳材料和Zr-2、Zr-4合金在500℃/10.3MPa/300μg/kg DO/过热蒸汽中的腐蚀增重曲线;
图3为实施例1~5的5种小型压水堆用锆合金包壳材料和Zr-2、Zr-4合金500℃/10.3MPa/1000μg/kg DO/过热蒸汽中的腐蚀增重曲线。
具体实施方式
本发明提供了一种小型压水堆用锆合金包壳材料,包含如下重量百分数的原料:
Sn 0.4~1.5%、Fe 0.1~0.6%、Cr 0.1~0.3%、Ni 0~0.05%、余量为Zr。
本发明的小型压水堆用锆合金包壳材料,包含0.4~1.5%Sn,优选为0.6~1.3%,进一步优选为0.8~1.1%,更优选为1%。
本发明的小型压水堆用锆合金包壳材料,包含0.1~0.6%Fe,优选为0.2~0.5%,进一步优选为0.25~0.45%,更优选为0.3%。
本发明的小型压水堆用锆合金包壳材料,包含0.1~0.3%Cr,优选为0.15~0.25%,进一步优选为0.18~0.22%,更优选为0.2%。
本发明的小型压水堆用锆合金包壳材料,包含0~0.05%Ni,优选为0.01~0.04%,进一步优选为0.02~0.03%,更优选为0.025%。
本发明还提供了所述的小型压水堆用锆合金包壳材料的制备方法,包含如下步骤:
1)按照原料重量百分数将原料进行熔炼,得到合金锭;
2)将合金锭预热后进行热压,得到坯料;
3)将坯料进行β相区均匀化处理后顺次进行预热、热轧处理,得到板材;
4)将板材进行β相空冷处理后,顺次经过冷轧和中间退火处理,得到锆合金薄板;
5)将锆合金薄板进行退火处理后空冷,得到小型压水堆用锆合金包壳材料。
本发明中,步骤1)所述熔炼的温度为2000~2200℃;熔炼的次数为4~8次,优选为6次;每次熔炼的时间为3~5min;熔炼在高纯Ar气保护下进行。
本发明中,步骤1)所述熔炼在非自耗真空电弧炉中进行。
本发明中,为保证合金成分的均匀,合金锭每熔炼一次都要翻转。
本发明中,步骤2)所述预热的温度为600~800℃,优选为700℃;预热的时间为20~40min,优选为30min;热压的温度为600~800℃,优选为700℃;热压优选为采用3套不同高度(26mm、23mm和20mm)的模具,最终得到厚度为18~20mm的坯料。
本发明中,步骤2)所述坯料为条块状坯料,便于后续的轧制加工。
本发明中,步骤3)所述β相区均匀化处理的真空度优选为4×10-3~6×10-3Pa;温度为1000~1100℃,优选为1050℃;时间为20~40min,优选为30min。
本发明中,步骤3)所述坯料是经过了砂轮机打磨除掉表面的氧化皮,混合酸酸洗和自来水冲洗处理后,得到的表面光亮、没有污物的坯料。
本发明中,所述混合酸为硝酸、氢氟酸和水的混合溶液;所述硝酸、氢氟酸和水的体积比优选为45:10:45。
本发明中,坯料进行β相区均匀化处理时,将坯料放在石英管内,在管式电炉中加热。
本发明中,步骤3)所述预热的温度为600~800℃,优选为650~750℃,更优选为700℃;预热的时间为20~40min,优选为25~35min,更优选为30min。
本发明中,步骤3)所述热轧处理的温度为600~800℃,优选为650~750℃,更优选为700℃;板材的厚度为1.5~2.5mm,优选为1.6~2.4mm,更优选为2mm。
本发明中,步骤4)所述β相空冷处理的真空度优选为4×10-3~6×10-3Pa;温度为1000~1100℃,优选为1020~1080℃,更优选为1050℃;时间为20~40min,优选为25~35min,更优选为30min。
本发明中,步骤4)所述板材经过了酸洗去除氧化皮处理。
本发明中,所述酸洗去除氧化皮处理时,采用硝酸、氢氟酸和水的混合溶液酸洗;所述硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45。
本发明中,板材进行β相空冷处理时,将板材放在石英管内,在管式电炉中加热。
本发明中,步骤4)所述冷轧的次数为3~5道次,优选为4道次;中间退火处理的温度为600~650℃,优选为610~640℃,更优选为630℃;中间退火处理的时间为50~70min,优选为55~65min,更优选为60min;锆合金薄板的厚度为0.6~0.8mm,优选为0.65~0.75mm,更优选为0.7mm。
本发明中,步骤5)所述退火处理的真空度优选为4×10-3~6×10-3Pa;温度为560~650℃,优选为570~640℃,更优选为580℃;时间为5~8h,优选为5.5~7.5h,更优选为6.5h,以得到再结晶组织。
本发明中,步骤5)所述锆合金薄板经过了酸洗处理。
本发明中,所述酸洗处理时,采用硝酸、氢氟酸和水的混合溶液酸洗;所述硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45。
本发明中,步骤5)所述退火处理在管式电炉中进行。
下面结合实施例对本发明提供的技术方案进行详细的说明,但是不能把它们理解为对本发明保护范围的限定。
实施例1
按照如下重量百分数:1.05%Sn、0.16%Fe、0.11%Cr、0.025%Ni和98.655%Zr称取原料,将原料在通入高纯Ar气、温度为2000℃的非自耗真空电弧炉中熔炼6次(每次熔炼5min,每次熔炼之后进行翻转),得到60g合金锭;将合金锭在700℃下预热30min,然后顺次放在高度为26mm、23mm和20mm的模具中热压,得到厚度为20mm的坯料。
用砂轮机打磨掉坯料表面的氧化皮,顺次用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45,酸洗至表面光亮、自来水冲洗后,将表面光亮的坯料放在真空度为5×10-3Pa的石英管内,在温度为1050℃的管式电炉中保温30min,然后将管式电炉推离石英管,之后在600℃下预热40min,然后在600℃下进行热轧处理,得到厚度为1.5mm的板材。
用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮去除板材表面的氧化皮后,将板材放在真空度为4×10-3Pa的石英管内,在1000℃的管式电炉中保温40min,然后将管式电炉推离石英管,之后进行4道次冷轧处理,然后在600℃下中间退火70min,得到厚度为0.6mm的锆合金薄板;将锆合金薄板用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮后,放在真空度为4×10-3Pa、温度为560℃的管式电炉中,保温8h后进行空冷,得到Zr-1Sn-0.15Fe-0.1Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料。
实施例2
按照如下重量百分数:1.02%Sn、0.34%Fe、0.13%Cr、0.026%Ni和98.484%Zr称取原料,将原料在通入高纯Ar气、温度为2050℃的非自耗真空电弧炉中熔炼6次(每次熔炼5min,每次熔炼之后进行翻转),得到60g合金锭;将合金锭在700℃下预热30min,然后顺次放在厚度为26mm、23mm和20mm的模具中热压,得到厚度为20mm的坯料。
用砂轮机打磨掉坯料表面的氧化皮,顺次用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮、自来水冲洗后,将表面光亮的坯料放在真空度为5×10-3Pa的石英管内,在温度为1050℃的管式电炉中保温30min,然后将管式电炉推离石英管,之后在650℃下预热35min,然后在650℃下进行热轧处理,得到厚度为1.6mm的板材。
用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮去除板材表面的氧化皮后,将板材放在真空度为4.5×10-3Pa的石英管内,在1020℃的管式电炉中保温35min,然后将管式电炉推离石英管,之后进行4道次冷轧处理,然后在610℃下中间退火65min,得到厚度为0.65mm的锆合金薄板;将锆合金薄板用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮后,放在真空度为4.5×10-3Pa、温度为570℃的管式电炉中,保温7.5h后进行空冷,得到Zr-1Sn-0.3Fe-0.1Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料。
实施例3
按照如下重量百分数:将1.16%Sn、0.38%Fe、0.23%Cr、0.023%Ni和98.207%Zr称取原料,将原料在通入高纯Ar气、温度为2100℃的非自耗真空电弧炉中熔炼6次(每次熔炼5min,每次熔炼之后进行翻转),得到60g合金锭;将合金锭在700℃下预热30min,然后顺次放在厚度为26mm、23mm和20mm的模具中热压,得到厚度为20mm的坯料。
用砂轮机打磨掉坯料表面的氧化皮,顺次用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮、自来水冲洗后,将表面光亮的坯料放在真空度为5×10-3Pa的石英管内,在1050℃的管式电炉中保温30min,然后将管式电炉推离石英管,之后在700℃下预热30min,然后在700℃下进行热轧处理,得到厚度为2mm的板材。
用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮去除板材表面的氧化皮后,将板材放在真空度为5×10-3Pa的石英管内,在1050℃的管式电炉中保温30min,然后将管式电炉推离石英管,之后4道次冷轧处理,然后在630℃下中间退火60min,得到厚度为0.7mm的锆合金薄板;将锆合金薄板用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮后,放在真空度为5×10-3Pa、温度为580℃的管式电炉中,保温6.5h后进行空冷,得到Zr-1Sn-0.3Fe-0.2Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料。
实施例4
按照如下重量百分数:1.02%Sn、0.48%Fe、0.23%Cr、0.024%Ni和98.246%Zr称取原料,将原料在通入高纯Ar气、温度为2150℃的非自耗真空电弧炉中熔炼6次(每次熔炼5min,每次熔炼之后进行翻转),得到60g合金锭;将合金锭在700℃下预热30min,然后顺次放在厚度为26mm、23mm和20mm的模具中热压,得到厚度为20mm的坯料。
用砂轮机打磨掉坯料表面的氧化皮,顺次用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮、自来水冲洗后,将表面光亮的坯料放在真空度为5×10-3Pa的石英管内,在1050℃的管式电炉中保温30min,然后将管式电炉推离石英管,之后在750℃下预热25min,然后在750℃下进行热轧处理,得到厚度为2.4mm的板材。
用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮去除板材表面的氧化皮后,将板材放在真空度为5.5×10-3Pa的石英管内,在1080℃的管式电炉中保温25min,然后将管式电炉推离石英管,之后进行4道次冷轧处理,然后在640℃下中间退火55min,得到厚度为0.75mm的锆合金薄板;将锆合金薄板用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮后,在真空度为5.5×10-3Pa、温度为640℃的管式电炉中,保温7.5h后进行空冷,得到Zr-1Sn-0.45Fe-0.2Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料。
实施例5
按照如下重量百分数:1.12%Sn、0.32%Fe、0.38%Cr、0.025%Ni和98.155%Zr称取原料,将原料在通入高纯Ar气、温度为2200℃的非自耗真空电弧炉中熔炼6次(每次熔炼5min,每次熔炼之后进行翻转),得到60g合金锭;将合金锭在700℃下预热30min,然后顺次放在厚度为26mm、23mm和20mm的模具中热压,得到厚度为20mm的坯料。
用砂轮机打磨掉坯料表面的氧化皮,顺次用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮、自来水冲洗后,将表面光亮的坯料放在真空度为5×10-3Pa的石英管内,在1050℃的管式电炉中保温30min,然后将管式电炉推离石英管,之后在800℃下预热20min,然后在800℃下进行热轧处理,得到厚度为2.5mm的板材。
用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮去除板材表面的氧化皮后,将板材放在真空度为6×10-3Pa的石英管内,在1100℃的管式电炉中保温20min,然后将管式电炉推离石英管,之后进行4道次冷轧处理,然后在650℃下中间退火50min,得到厚度为0.8mm的锆合金薄板;将锆合金薄板用混合溶液(硝酸、氢氟酸和水的体积比为45:10:45)酸洗至表面光亮后,放在真空度为6×10-3Pa、温度为650℃的管式电炉中,保温5.5h后进行空冷,得到Zr-1Sn-0.3Fe-0.3Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料。
对比例1
按照如下重量百分数:1.53%Sn、0.24%Fe、0.13%Cr、0.027%Ni和98.073%Zr称取原料,按照实施例1的制备工艺进行熔炼,得到Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr-0.02Ni的Zr-2合金。
对比例2
按照如下重量百分数:1.56%Sn、0.24%Fe、0.15%Cr和98.05%Zr称取原料,按照实施例1的制备工艺进行熔炼,得到Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr的Zr-4合金。
将实施例1~5得到的5种小型压水堆用锆合金包壳材料、对比例1的Zr-2合金和对比例2的Zr-4合金放入静态高压釜中进行500℃/10.3MPa/除氧/过热蒸汽腐蚀试验;再分别放入动态高压釜中进行500℃/10.3MPa/300μg/kg DO/过热蒸汽和500℃/10.3MPa/1000μg/kg DO/过热蒸汽腐蚀试验,结果如图1~3所示。
图1~图3中“0.15Fe-0.10Cr”代表实施例1的Zr-1Sn-0.15Fe-0.1Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料;“0.30Fe-0.10Cr”代表实施例2的Zr-1Sn-0.3Fe-0.1Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料;“0.30Fe-0.20Cr”代表实施例3的Zr-1Sn-0.3Fe-0.2Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料;“0.45Fe-0.20Cr”代表实施例4的Zr-1Sn-0.45Fe-0.2Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料;“0.30Fe-0.30Cr”代表实施例5的Zr-1Sn-0.3Fe-0.3Cr-0.02Ni小型压水堆用锆合金包壳材料。
由图1可知:在500℃/10.3MPa/除氧/过热蒸汽中,Zr-2合金在腐蚀时间为90h时,试样发生了疖状腐蚀;Zr-4合金在腐蚀时间为40h时,试样发生了疖状腐蚀;而本发明的5种小型压水堆用锆合金包壳材料在腐蚀时间为1000h,均未发生疖状腐蚀。
由图2可知:在500℃/10.3MPa/300μg/kg DO/过热蒸汽中,Zr-2合金在腐蚀时间为200h时,试样发生了疖状腐蚀,腐蚀增重为537.16mg/dm2;本发明的5种小型压水堆用锆合金包壳材料在腐蚀时间为200h时,腐蚀增重分别比Zr-2合金减少了21.61%、14.83%、21.17%、13.66%和21.92%。Zr-4合金在腐蚀时间为40h时,试样发生了疖状腐蚀。
由图3可知:在500℃/10.3MPa/1000μg/kg DO/过热蒸汽中,Zr-2合金在腐蚀时间为290h时,试样发生了疖状腐蚀,腐蚀增重为425.02mg/dm2,本发明的5种小型压水堆用锆合金包壳材料在腐蚀时间为290h时,腐蚀增重分别比Zr-2合金减少了66.24%、58.93%、59.89%、55.98%和59.79%。Zr-4合金在腐蚀时间为40h时,试样发生了疖状腐蚀。
由此可得:本发明的小型压水堆用锆合金包壳材料在500℃、10.3MPa的3种不同氧含量过热蒸汽中(除氧、300μg/kg DO和1000μg/kg DO)的耐疖状腐蚀性能和耐均匀腐蚀性能显著优于Zr-2和Zr-4合金。
以上所述仅是本发明的优选实施方式,应当指出,对于本技术领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明原理的前提下,还可以做出若干改进和润饰,这些改进和润饰也应视为本发明的保护范围。
Claims (10)
1.一种小型压水堆用锆合金包壳材料,其特征在于,包含如下重量百分数的原料:
Sn 0.4~1.5%、Fe 0.1~0.6%、Cr 0.1~0.3%、Ni 0~0.05%、余量为Zr。
2.权利要求1所述的小型压水堆用锆合金包壳材料的制备方法,其特征在于,包含如下步骤:
1)按照原料重量百分数将原料进行熔炼,得到合金锭;
2)将合金锭预热后进行热压,得到坯料;
3)将坯料进行β相区均匀化处理后顺次进行预热、热轧处理,得到板材;
4)将板材进行β相空冷处理后,顺次经过冷轧和中间退火处理,得到锆合金薄板;
5)将锆合金薄板进行退火处理后空冷,得到小型压水堆用锆合金包壳材料。
3.根据权利要求2所述的制备方法,其特征在于,步骤1)所述熔炼的温度为2000~2200℃,熔炼的次数为4~8次,每次熔炼的时间为3~5min,熔炼在高纯Ar气保护下进行。
4.根据权利要求2或3所述的制备方法,其特征在于,步骤2)所述预热的温度为600~800℃,预热的时间为20~40min;热压的温度为600~800℃,热压采用3套不同高度(26mm、23mm和20mm)的模具,最终得到厚度为18~20mm的坯料。
5.根据权利要求4所述的制备方法,其特征在于,步骤3)所述β相区均匀化处理的真空度为4×10-3~6×10-3Pa,温度为1000~1100℃,时间为20~40min。
6.根据权利要求5所述的制备方法,其特征在于,步骤3)所述预热的温度为600~800℃,预热的时间为20~40min。
7.根据权利要求5或6所述的制备方法,其特征在于,步骤3)所述热轧处理的温度为600~800℃;板材的厚度为1.5~2.5mm。
8.根据权利要求7所述的制备方法,其特征在于,步骤4)所述β相空冷处理的真空度为4×10-3~6×10-3Pa,温度为1000~1100℃,时间为20~40min。
9.根据权利要求8所述的制备方法,其特征在于,步骤4)所述冷轧的次数为3~5道次;中间退火处理的温度为600~650℃,中间退火处理的时间为50~70min;锆合金薄板的厚度为0.6~0.8mm。
10.根据权利要求8或9所述的制备方法,其特征在于,步骤5)所述退火处理的真空度为4×10-3~6×10-3Pa,温度为560~650℃,时间为5~8h,以得到再结晶组织。
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN118222883A (zh) * | 2024-02-29 | 2024-06-21 | 西安西部新锆科技股份有限公司 | 一种第三代改进型Zr-4合金及其制备方法和应用 |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS63179034A (ja) * | 1987-01-21 | 1988-07-23 | Kobe Steel Ltd | 耐蝕性ジルコニウム合金 |
US4810461A (en) * | 1985-12-09 | 1989-03-07 | Hitachi, Ltd. | Zirconium-based alloy with high corrosion resistance |
JPH0849030A (ja) * | 1985-12-09 | 1996-02-20 | Hitachi Ltd | 高耐食低水素吸収性ジルコニウム基合金及びその製造法 |
JPH1073690A (ja) * | 1985-12-09 | 1998-03-17 | Hitachi Ltd | 高耐食原子燃料用被覆管,スペーサ及びチャンネルボックスとその燃料集合体並びにその製造法 |
JP2003277859A (ja) * | 2002-03-19 | 2003-10-02 | Zirco Products Co Ltd | 耐食性に優れたジルコニウム合金及びその製造方法 |
JP2005146381A (ja) * | 2003-11-18 | 2005-06-09 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体用ジルコニウム合金とその製造方法 |
CN105568056A (zh) * | 2016-01-06 | 2016-05-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆燃料元件包壳用锆合金 |
CN107699739A (zh) * | 2017-10-16 | 2018-02-16 | 中国核动力研究设计院 | 一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法 |
CN111254315A (zh) * | 2020-03-30 | 2020-06-09 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种耐疖状腐蚀的Zr-Sn-Fe-Cr-O合金及其制备方法 |
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 |
-
2022
- 2022-10-31 CN CN202211345408.3A patent/CN115747570A/zh active Pending
Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4810461A (en) * | 1985-12-09 | 1989-03-07 | Hitachi, Ltd. | Zirconium-based alloy with high corrosion resistance |
JPH0849030A (ja) * | 1985-12-09 | 1996-02-20 | Hitachi Ltd | 高耐食低水素吸収性ジルコニウム基合金及びその製造法 |
JPH1073690A (ja) * | 1985-12-09 | 1998-03-17 | Hitachi Ltd | 高耐食原子燃料用被覆管,スペーサ及びチャンネルボックスとその燃料集合体並びにその製造法 |
JPS63179034A (ja) * | 1987-01-21 | 1988-07-23 | Kobe Steel Ltd | 耐蝕性ジルコニウム合金 |
JP2003277859A (ja) * | 2002-03-19 | 2003-10-02 | Zirco Products Co Ltd | 耐食性に優れたジルコニウム合金及びその製造方法 |
JP2005146381A (ja) * | 2003-11-18 | 2005-06-09 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体用ジルコニウム合金とその製造方法 |
CN105568056A (zh) * | 2016-01-06 | 2016-05-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆燃料元件包壳用锆合金 |
CN107699739A (zh) * | 2017-10-16 | 2018-02-16 | 中国核动力研究设计院 | 一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法 |
CN111254315A (zh) * | 2020-03-30 | 2020-06-09 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种耐疖状腐蚀的Zr-Sn-Fe-Cr-O合金及其制备方法 |
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 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
王锦红;姚美意;周邦新;耿建桥;张欣;张金龙;: "Zr-Sn系合金在过热蒸气中的腐蚀吸氢行为", 稀有金属材料与工程, vol. 40, no. 05, pages 833 - 834 * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN118222883A (zh) * | 2024-02-29 | 2024-06-21 | 西安西部新锆科技股份有限公司 | 一种第三代改进型Zr-4合金及其制备方法和应用 |
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