專利名稱:一種核反應堆燃料包殼用鋯合金的制作方法
技術領域：
本發(fā)明涉及鋯合金材料領域，尤其是涉及一種能用作輕水核電廠核反應堆堆芯中的燃料棒包殼材料的耐腐蝕鋯合金。
背景技術：
鋯的熱中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高溫水腐蝕性能和力學性能，因此在水冷核反應堆中鋯合金被廣泛用作燃料棒的包殼材料和核反應堆芯的結構元件。隨著核動力反應堆技術朝著提高燃料燃耗和降低燃料循環(huán)成本、提高反應堆熱效率、提高安全可靠性的方向發(fā)展，對關鍵核心部件燃料元件包殼材料鋯合金的抗腐蝕性能、吸氫性能、力學 性能及輻照尺寸穩(wěn)定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役條件(輻照、高溫、高壓 及復雜的應力)下，要發(fā)生蠕變和疲勞。蠕變性能是鋯合金在水冷動力堆中工作時要考慮的重要問題之一，國內(nèi)外對鋯合金的蠕變進行了大量的研究。在上世紀60年代早期開發(fā)出的鋯合金如Zr-4合金，其在反應堆工作溫度下具有優(yōu)異的機械強度、抗蠕變性、熱傳導性和低的中子吸收截面，并且廣泛地使用至今。由于常規(guī)Zr-Sn系的Zr-4合金所能滿足的核電站燃料的燃耗設計值通常為33GWd/tU，因此，為了滿足高燃耗及長壽命堆芯的要求，一方面，從20世紀70年代以來許多國家都開展了改善Zr-4合金的腐蝕性研究，另一方面研究性能更好的新型鋯合金，新型鋯合金的開發(fā)傾向于減少或消除錫(Sn)的含量，其中最突出的成果是發(fā)展了低錫Zr-4合金，或稱之為優(yōu)化Zr-4合金，設計燃耗可達45GWd/tU。
中國發(fā)明專利申請200810084446. I公開了用于核反應堆的鋯基合金，其中公開了一種合金組份如下Sn O. 65% I. 2% ；Nb O. 2% O. 45%,Fe O. 2% O. 4%,Cr O. 01% O. 2%、0 O. 06% O. 15%, V O. 002% O. 2%, C O. 012 O. 015%, NO. 006% O. 008% 以及余量為Zr。該鋯合金具有優(yōu)良的耐均勻和癤狀腐蝕性能，具有較高的抗蠕變和疲勞性，具有抗輻照生長性能。該合金雖然具有上述的優(yōu)點，但是錫含量仍然較高。

發(fā)明內(nèi)容
本發(fā)明所要解決的技術問題是克服現(xiàn)有技術的不足，提供一種錫含量更低的核反應堆包殼材料用鋯合金，其具有優(yōu)良的抗腐蝕性和良好的力學性能。
為解決以上技術問題，本發(fā)明采用的技術方案是
一種核反應堆燃料包殼用鋯合金，以所述鋯合金的總重量為基準，所述鋯合金由如下組分組成Nb O. 3% O. 5%、Sn O. 2% O. 5%、Fe O. 05% O. 3%、Cr O. 05% O. 2%、OO. 09% O. 16%,C ( 100ppm、N ( 80ppm以及Zr余量，其中，Sn與Fe總含量小于等于O. 7% ；
Fe與Cr總含量大于等于O. 2。
優(yōu)選地，按重量份計，所述鋯合金的組成為Nb O. 4%、Sn O. 4%、Fe O. 1% O. 2%、Cr O. 1%、O O. 09% O. 16%、C ( lOOppm、N ( 80ppm 以及 Zr 余量。
更優(yōu)選地，所述鋯合金的組成為Nb O. 4%、Sn O. 4%、Fe O. 2%、Cr O. 1%、OO. 09% O. 16%、C ( lOOppm、N ( 80ppm 以及 Zr 余量。[0009]上述合金配方中，C和N為從原料中帶來的不可避免的雜質，本領域的一般技術人員應當了解，上述合金配方中可能還包括的一些從原料中帶來的其它不可避免的雜質成分，這些雜質成分以不可避免的量存在時不會對本發(fā)明鋯合金造成不利影響。
本發(fā)明與現(xiàn)有技術相比具有以下優(yōu)點本發(fā)明對已有鋯合金配方進行優(yōu)化設計，使得在Sn含量較小時，仍然具有優(yōu)異的抗腐蝕性和良好的力學性能。
具體實施方式
下面結合具體的實施例對本發(fā)明做進一步說明，但本發(fā)明不限于以下實施例
將Nb、Sn、Fe、Cr以中間合金的形式與核級海綿鋯按質量百分比配料混合并壓制成電極，采用真空自耗電弧爐進行三次熔煉制成合金錠。鑄錠經(jīng)過900°C 1020°C鍛造加工；再經(jīng)990°C 1020°C β相區(qū)固溶并淬火；再經(jīng)熱軋、多次冷軋、中間退火及最終退火等工序制得相應成分的鋯合金板材。將本發(fā)明的七種典型成分的鋯合金板材及低錫Zr-4合金板材進行腐蝕性能試驗。腐蝕試驗在高壓釜中進行，腐蝕條件為400°C、10. 3MPa去離子水蒸汽以及360°C、18. 6MPa水蒸氣，腐蝕試驗時間均為100天，表I給出了該7種鋯合金的化學成分。表2列出了本發(fā)明實施例在上述兩種腐蝕條件下的腐蝕增重。作為對比，低錫Zr-4合金的相同試驗條件的試驗數(shù)據(jù)也同樣在表2中列出。
表I實施例I至7的鋯合金組成
權利要求
1.一種核反應堆燃料包殼用鋯合金，其特征在于以所述鋯合金的總重量為基準，所述鋯合金由如下組分組成Nb O. 3% 0.5%、Sn O. 2% O. 5%、Fe O. 05% O. 3%、CrO.05% O. 2%、O O. 09% O. 16%、C ( IOOppm, N ( 80ppm 以及 Zr 余量，其中，Sn 與 Fe 總含量小于等于O. 7% ；Fe與Cr總含量大于等于O. 2。
2.根據(jù)權利要求
I所述的核反應堆燃料包殼用鋯合金，其特征在于按重量份計，所述鋯合金的組成為Nb O. 4%、Sn O. 4%、Fe O. 1% O. 2%、Cr O. 1%、O O. 09% O. 16%、C ^ lOOppm、N ^ 80ppm 以及 Zr 余量。
3.根據(jù)權利要求
2所述的核反應堆燃料包殼用鋯合金，其特征在于按重量份計，所述鋯合金的組成為Nb O. 4%、Sn O. 4%、Fe O. 2%、Cr O. 1%、O O. 09% O. 16%、C ( lOOppm、N < 80ppm以及Zr余量。
專利摘要
本發(fā)明公開了一種核反應堆燃料包殼用鋯合金，以所述鋯合金的總重量為基準，所述鋯合金由如下組分組成Nb0.3%～0.5%、Sn0.2%～0.5%、Fe0.05%～0.3%、Cr0.05%～0.2%、O0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Sn與Fe總含量小于等于0.7%；Fe與Cr總含量大于等于0.2。本發(fā)明對已有鋯合金配方進行優(yōu)化設計，使得在Sn含量較小時，仍然具有優(yōu)異的抗腐蝕性和良好的力學性能。
文檔編號G21C3/07GKCN102220520 B發(fā)布類型授權 專利申請?zhí)朇N 201110147673
公開日2013年1月16日 申請日期2011年6月2日
發(fā)明者翁立奎, 王榮山, 耿建橋, 王錦紅, 張晏瑋 申請人:蘇州熱工研究院有限公司, 中國廣東核電集團有限公司導出引文BiBTeX, EndNote, RefMan專利引用 (3),