一種水冷核反應堆用鋯合金制造技術

本發明專利技術公開了一種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb：0.8-1.5%，Cu：0.01-0.2%，Zn：0.01-0.2%，Bi或Ge：0-0.1%，Si或S：0-0.1%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量為Zr及其它雜質。本發明專利技術對鋯合金內的組分進行優化，添加了其他用于改善合金性能的元素成分，并選擇了適當的組分含量，本發明專利技術提供的合金性能滿足核動力反應堆高燃耗對堆芯結構材料的要求。由這種原型合金制備的產品提高了在堆外純水特別是在氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性能，提高了在高溫蒸汽中的耐癤狀腐蝕性能。

【技術實現步驟摘要】

本專利技術屬于特種合金材料
，具體涉及一種水冷核反應堆用鋯合金材料。
技術介紹
鋯合金由于熱中子吸收截面小，同時在高溫高壓水和蒸汽中有很好的抗腐蝕性 能，在堆內有相當好的抗中子福照性能，因而被普遍用作核動力水冷反應堆的包殼材料，也 是目前核電站反應堆唯一采用的包殼材料。在輕水反應堆的發展過程中，燃料設計對反應 堆堆芯結構部件，如燃料元件包殼、格架、導向管等，提出了很高的要求。早期，包殼材料通 常由Zr-4合金制成，之后高燃料燃耗的設計要求提高冷卻劑溫度和延長鋯合金包殼在堆 內的停留時間，從而使得鋯合金包殼面臨著更為苛刻的腐蝕環境，這些高要求促進了改善 Zr-4合金耐腐蝕性能的研究，同時也推動了對具有更優良耐腐蝕性能的新型鋯合金的開 發。 隨著核電的進一步發展，在保證核反應堆安全性的基礎上，需要提高核反應堆的 經濟性、降低核電運行成本，因而對燃料組件提出了長壽期、高燃耗、零破損的目標。這意味 著鋯合金包殼的水側腐蝕加重、吸氫量增加、輻照時間增長、芯塊與包殼相互作用增大和內 壓升高等，從而對鋯合金的使用性能提出了更高的要求。針對核動力技術發展對燃料包殼 提出的高要求，國際上展開了新型鋯合金的研究，獲得了比Zr-4合金具有更好耐腐蝕性能 的ZIRLO、E635、M5、X5A等新型鋯合金。已有研究表明，現有鋯合金中成分的配比并不一定 在最優范圍內，如將ZIRL0合金中的Sn含量降低后，其耐腐蝕性能進一步提高；在Zr-Nb合 金中添加微量的Cu(0. 05wt%)后形成的HANA-6合金也具有非常優良的耐腐蝕性能；M5合 金在堆內運行過程中出現了燃料棒或燃料組件彎曲以及抗輻照生長性能差等異常現象，因 此法國在M5合金成分基礎上添加了少量的Sn及Fe，在保持合金優良耐腐蝕性能基礎上大 幅改善了合金的力學性能，尤其是蠕變及輻照生長性能。因此，在現有鋯合金的基礎上優化 合金成分配比或者添加其它合金元素還可開發出耐腐蝕性能更加優良的鋯合金，以滿足燃 耗不斷提高的需要。 另外，在合金成分確定以后，采用合適的熱加工工藝還可以進一步改善合金的耐 腐蝕性能。如在Nb含量較高的鋯合金中，包括ZIRL0、M5及N36等，當提高熱加工的溫度后， 由于第二相的粗化和不均勻分布以及合金基體中過飽和固溶Nb，會引起耐腐蝕性能變差， 因而都強調要采用"低溫加工工藝"，即采用較低熱加工溫度及退火溫度的低溫加工工藝能 夠獲得細小彌散的第二相組織，從而大幅改善了合金的耐腐蝕性能及力學性能。
技術實現思路
本專利技術通過對現有鋯合金中的成分及配比作進一步優化，以得到一種新穎的、具 有良好耐腐蝕性能的新型鋯合金。 為了實現這一目的，本專利技術采取的技術方案是： 一種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb:0. 8-1. 5%， Cu:0· 01-0. 2%，Zn:0· 01-0. 2%，Bi或Ge:0-0· 1%，Si或S:0-0· 1%，Ο:0· 06-0. 15%，C:小于 0. 008%，N:小于0. 006%，余量為Zr及其它雜質。 -種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb: 0· 8-L5%，Cu:0· 01-0. 2%，Zn:0· 01-0. 2%，Bi或Ge:0· 01-0. 1%，Si或S:0· 01-0. 1%，0 : 0. 06-0. 15%，C:小于0. 008%，N:小于0. 006%，余量為Zr及其它雜質。 -種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb: 0· 8-1. 5%，Cu:0· 01-0. 2%，Zn:0· 01-0. 2%，Bi或Ge:0· 01-0. 1%，0 :0· 06-0. 15%，C:小于 0. 008%，N:小于0. 006%，余量為Zr及其它雜質。 -種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb: 0· 8-L5%，Cu:0· 01-0. 2%，Zn:0· 01-0. 2%，Si或S:0· 01-0. 1%，0 :0· 06-0. 15%，C:小于 0. 008%，N:小于0. 006%，余量為Zr及其它雜質。 一種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb: 1. 0-1. 4%，Cu:0· 01-0. 1%，Zn:0· 01-0. 15%，Bi或Ge:0· 01-0. 1%，Si或S:0· 01-0. 1%，0 : 0. 06-0. 15%，C:小于0. 008%，N:小于0. 006%，余量為Zr及其它雜質。 -種水冷核反應堆用鋯合金，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb:1. 2%，Cu: 0. 05%，Zn:0. 05%，0 :0. 1%，C:小于 0. 008%，N:小于 0. 006%，余量為Zr及其它雜質。 本專利技術以Zr-Nb合金體系為基，在該合金體系中添加其它合金元素Cu、Zn，可選擇 性添加其它合金元素Bi或Ge、Si或S，通過合理組合合金元素相互配比，對合金耐腐蝕性 能會產生意想不到的效果，能很大程度上提高了合金的堆外抗腐蝕性能，預計合金在堆內 具有優良的抗腐蝕性能及抗輻照生長、蠕變性能。 如上所述的一種水冷核反應堆用鋯合金的制備方法包括以下步驟： (1) 將鋯合金中各組分按照設計成分進行配料； (2) 在真空自耗電弧爐中進行熔煉，制成合金鑄錠； (3) 將合金鑄錠在900°C- 1050°C的β相區鍛造成所需形狀的坯材； (4) 將坯材在1000°C- 1100°C的β相區加熱均勻化，并進行淬火處理； (5) 將淬火后的坯材在600°C- 700°C的β相區進行熱加工； (6) 將熱加工后的坯材進行冷加工，并在560°C- 650°C進行中間退火； (7) 在480°C- 620°C內進行消除應力退火或再結晶退火處理，得到所述鋯合金材料。 綜上，本專利技術的有益效果是：本專利技術對鋯合金內的組分進行優化，添加了其他用于 改善合金性能的元素成分，選擇適當的組分含量，并控制固溶、相組分、第二相晶體結構、成 分及種類，使本專利技術提供的合金性能滿足核動力反應堆高燃耗對堆芯結構材料的要求。由 這種原型合金制備的產品提高了在堆外純水特別是在氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性 能，提高了在高溫蒸汽中的耐癤狀腐蝕性能。通過【具體實施方式】中的試驗檢測結果，可以認 為這些合金在反應堆內使用具有更優良的耐均勻和癤狀腐蝕性能、較高的抗蠕變和疲勞特 性、抗輻照生長性能。【具體實施方式】 下面結合實施例，對本專利技術作進一步的詳細說明，但本專利技術的實施方式不限于此。 對用于核反應堆包殼材料的鋯合金來講，鋯合金的耐腐蝕性能是首要考慮的因 素，在此基礎上生產成本及可加工性是選擇合金元素時需要考慮的。因此，需要詳細研究每 一種合金元素對耐腐蝕性、機械性能及蠕變行為的影響及合金體系中每種合金元素的用量 范圍。本專利技術所述的鋯合金具有更優良的耐均勻和癤狀腐蝕性能、具有較高的抗蠕變和疲 勞特性、抗輻照生長性能。 各合金元素的作用及用量具體情況如下： (1)鋯（Zr) 鑒于對中子經濟性的考慮，本專利技術選擇中子吸收截面較小（〇. 185b)的鋯作為基體元 素，同時也考慮添加到鋯基體中其他合金元素的中子吸收截面情況。本文檔來自技高網...

【技術保護點】
一種水冷核反應堆用鋯合金，其特征在于，按重量百分含量計，由下列成分組成：Nb：0.8?1.5%，Cu：0.01?0.2%，Zn：0.01?0.2%，Bi或Ge：0?0.1%，Si或S：0?0.1%，O：0.06?0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量為Zr及其它雜質。

【技術特征摘要】

【專利技術屬性】
技術研發人員：戴訓，程竹青，楊忠波，趙文金，彭倩，易偉，卓洪，
申請(專利權)人：中國核動力研究設計院，
類型：發明
國別省市：四川;51