本發明專利技術公開了一種用于輕水反應堆的鋯基合金，所述鋯基合金的組分為：0.30～0.69重量%的錫、0.20～0.50重量%的鈮、0.20～0.40重量%的鐵、0.01～0.09重量%的銅、0.07～0.20重量%的氧、0.005～0.03重量%的硅和余量鋯。本發明專利技術通過限制添加最小總量為0.13重量%的銅、硅和氧，并考慮銅、硅和氧元素之間的匹配來提高鋯基合金的耐腐蝕性能，同時還可以提高合金的力學性能、抗輻照生長和抗輻照蠕變性能。
【技術實現步驟摘要】
本專利技術涉及鋯合金材料領域，尤其是涉及一種用于輕水反應堆的鋯基合金及其制 備方法。
技術介紹
鋯基合金由于熱中子吸收截面小、在高溫水、高溫水蒸汽中具有良好的抗蝕性能 和良好的機械強度，因此被廣泛用作水冷動力堆的包殼材料和堆芯結構材料。隨著核動力 反應堆技術朝著提高燃料燃耗、降低燃料循環成本、提高反應堆熱效率和提高安全可靠性 的方向發展，對關鍵核心部件燃料元件包殼材料鋯基合金的耐腐蝕性能、抗蠕變性能、吸氫 性能、力學性能及輻照尺寸穩定性等性能提出了更高的要求。 鋯基合金在輕水反應堆環境中會出現鋯水反應，在鋯合金部件表面形成Zr02膜。 在氧化的早期階段形成致密的黑色氧化膜，具有保護性，氧化膜具有單斜、四方、立方多相 結構。隨著氧化的進行，氧化速率會發生轉折，轉折后氧化膜外層不斷出現空洞或裂紋而失 去保護性，而基體與氧化膜界面上會不斷生成新的致密氧化層。因此鋯基合金的腐蝕特征 就是基體與氧化膜界面上氧化層的生長和表面氧化層的轉折的反復過程，這一過程最終生 成較厚的無保護性的多孔氧化物外層，從而限制了鋯基合金的使用壽命。 另外，由于壓水反應堆冷卻劑中含有調節PH值的氫氧化鋰，以及含有控制初始反 應性的硼酸，B 1(l經過（n，a )反應分解會產生鋰，鋰的存在加速了鋯基合金的腐蝕，所以需 要考慮到局部區域出現高鋰濃度的極端條件下而導致鋯合金部件腐蝕的加速問題。 在迄今開發的鋯合金中，最廣泛地使用包含錫、鐵、鉻和鎳的Zr-2合金(包含 1. 20-1. 70重量％的錫、0. 07-0. 20重量％的鐵、0. 05-0. 15重量％的鉻、0. 03-0. 08重量％的 鎳和800-1500 ppm的氧，余量為鋯）和Zr-4合金(包含1. 20-1. 70重量％的錫、0. 18-0. 24 重量％的鐵、〇. 07-0. 13重量％的鉻、800-1500 ppm的氧和至多0. 007重量％的鎳，余量為 锫)。 然而，為了提高核反應堆的經濟效應，近來采用高燃耗/延長周期的操作，其中延 長核燃料的周期使核燃料的壽命周期成本得到降低。當核燃料的使用周期被延長時，核燃 料與高溫和高壓水以及水蒸汽反應的周期得到了延長。由于這種原因，當采用Zr-2合金和 Zr-4合金作核燃料包殼的材料時，包殼材料的腐蝕現象變得嚴重。因此，迫切需要開發對高 溫和高壓水及水蒸汽具有優異的耐腐蝕性的鋯基合金，用于高燃耗/延長周期操作的核燃 料組件。 通過對涉及用于高燃耗/延長周期的操作的核燃料組件的專利檢索發現，添加合 適的合金元素及組分配比是開發具有更高耐腐蝕性能的新鋯合金的有效途徑。 美國專利5, 940, 464公開了一種合金組合物及其制備方法，所述合金組合物包 含0. 02-0. 4重量％的鐵、0. 8-1. 8重量％的鈮、0. 2-0. 6重量％的錫、30-180ppm的碳、 10-120ppm的娃、600-1800ppm的氧和余量的锫。該專利嘗試提高耐腐蝕性和抗懦變性。 美國專利5, 211，774公開了一種合金組合物及其制備方法，所述合金組合物包 含0. 2-0. 5重量％的鐵、0. 8-1. 2重量％的錫、0. l-o. 4重量％的鉻、0-0. 6重量％的鈮、 50-200ppm的硅、900-1800ppm的氧和余量的鋯。該專利嘗試通過改變合金中的硅含量和方 法的差異，以降低根據氫吸收的耐腐蝕性的變化。 韓國專利01141590. 8公開了一種鋯合金組合物及其制備方法，所述鋯合金包含 0. 05-0. 3重量％的鎳、0. 8-1. 6重量％的錫、0. 2-0. 5重量％的鐵、0. 05-0. 25重量％的鉻、 0. 05-0. 2重量％的選自Mo、Cu、Mn中的一種元素，600-1400ppm的氧。該專利嘗試提高合金 的耐腐蝕性和力學強度。 美國西屋公司后來又開發了優化ZIRL0合金和X系列合金，這在專利 CN101175864A 中進行了公開，X6 合金即為優化 ZIRL0 合金（Zr-1.0Nb-0. 65Sn-0.1 Fe)，XI 合金（Zr-1. 0Nb-0. 3Sn-0. 12Cu-0. 18V-0. 05Fe)和 X5 合金（Zr-0. 7Nb-0. 3Sn-0. 35Fe-0. 25C r-0. 05Ni)，由于Sn含量大大降低，這些合金的耐腐蝕性能均優于ZIRLO合金。 法國阿海琺公司開發了不含Sn的M5合金（Zr-lNb-0. 1250)，M5合金被批準的燃 料組件燃耗為52-62GWd/tU，德國批準的M5合金燃料組件燃耗達70GWd/tU。由于Sn含量 在鋯合金中主要以固溶形式存在，因而對力學性能的貢獻較大。M5合金不含Sn，所以抗輻 照蠕變性能較差。法國又對M5合金進行了改進，添加0. 3重量％的Sn和0. 1重量％的Fe， 以提高M5合金的抗輻照蠕變性能。 由此可見，人們已經在不斷地致力于改善核電站中用作核燃料組件的材料的鋯合 金的耐腐蝕性、抗輻照蠕變性能和力學性能。然而，考慮到輕水反應堆的發展要求更高的燃 耗、更長的換料周期、更高的冷卻劑溫度、冷卻劑中更高的鋰濃度，堆芯內更長的停留時間， 仍不斷需要具有進一步提高耐腐蝕性的鋯合金，用于確保核燃料在高燃耗/延長周期的操 作中的完整性。 此外，提高鋯基合金的耐腐蝕性的另一潛在方式是通過形成合金的方法本身。 現有的鋯合金加工工藝依次包括：鍛造開坯工序，3相淬火工序，a相熱軋/熱擠壓工 序，中間退火和冷加工工序，以及成品板材/管材最終退火工序。其中，鍛造開坯工序是 在900°C -1150°C的環境中，對經過三次或三次以上的真空電弧熔煉而得到的鑄態鋯合金 進行鍛造開坯處理邛相淬火工序是將上述工序得到的產品在1030°C左右的環境中進行 10-50min保溫后進行水淬；a相熱軋/熱擠壓工序指先將上述水淬后的產品進行保溫，之 后進行熱軋/熱擠壓以得到熱軋板坯/管坯；中間退火和冷加工工序指的是對上述熱軋板 坯/管坯進行多次中間退火并在每次中間退火后進行冷加工，以最終得到冷軋板坯/管坯； 成品板材/管材最終退火工序是指將上述冷軋板坯/管坯加工為成品板材/管材后進行真 空退火，最終得到鋯合金產品。 但是，大尺寸鑄錠經3相淬火工序后鑄錠心部冷卻速率不足，不可避免的在a相 界處產生析出相，現有的鋯合金加工工藝中的析出相呈帶狀分布，并在a相熱軋/熱擠壓 工序的保溫過程中不均勻長大，使鋯合金中第二相粒子無法彌散分布，導致鋯合金的塑性 變形能力差，鋯合金的塑性加工能力差。另外，析出相呈帶狀分布，并在a相熱軋/熱擠壓 工序的保溫過程中不均勻長大，導致鋯合金中第二相粒子尺寸較大且無法彌散分布，造成 鋯合金制成的堆芯結構材料在核反應堆內的耐腐蝕性能下降。 綜上所述，如何提供一種新型的鋯基合金以及制備鋯基合金的加工工藝，從而提 高鋯基合金的耐腐蝕性能并能兼顧抗蠕變性能是本領域技術人員亟待解決的問題。
技術實現思路
有鑒于現有技術的缺陷，本專利技術的一個目的在于，提供兼具優異耐腐蝕性能和抗 蠕變性能的用于輕水反應堆的鋯基合金，所述鋯基合金可以用作在高燃耗/延長周期的操 作中使用的核燃料包殼、格柵和結構體的材料。 本專利技術的另一個目的在于，提供一種制備上述鋯基合金的方法。 為本文檔來自技高網...
【技術保護點】
一種用于輕水反應堆的鋯基合金，其特征在于，所述鋯基合金的組分為：0.30～0.69重量%的錫；0.20～0.50重量%的鈮；0.20～0.40重量%的鐵；0.01～0.09重量%的銅；0.07～0.20重量%的氧；0.005～0.03重量%的硅；和余量鋯。
【技術特征摘要】
【專利技術屬性】
技術研發人員：曾奇鋒，黃錦華，陳磊，劉家正，盧俊強，朱麗兵，
申請(專利權)人：上海核工程研究設計院，
類型：發明
國別省市：上海;31
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