一種水冷核反應堆用鋯合金的制作方法
【技術領域】
[0001] 本發(fā)明屬于特種合金材料技術領域，具體涉及一種水冷核反應堆用鋯合金材料。
【背景技術】
[0002] 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(nèi)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(fā)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(nèi)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(huán)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(yōu)良耐腐蝕性能的新型鋯合金的開 發(fā)。
[0003] 隨著核電的進一步發(fā)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(jīng)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(nèi) 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(fā)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(xiàn)有鋯合金中成分的配比并不一定 在最優(yōu)范圍內(nèi)，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(yōu)良的耐腐蝕性能；M5合 金在堆內(nèi)運行過程中出現(xiàn)了燃料棒或燃料組件彎曲以及抗輻照生長性能差等異?，F(xiàn)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(yōu)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(xiàn)有鋯合金的基礎上優(yōu)化 合金成分配比或者添加其它合金元素還可開發(fā)出耐腐蝕性能更加優(yōu)良的鋯合金，以滿足燃 耗不斷提高的需要。
[0004] 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(diào)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。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0005] 本發(fā)明通過對現(xiàn)有鋯合金中的成分及配比作進一步優(yōu)化，以得到一種新穎的、具 有良好耐腐蝕性能的新型鋯合金。
[0006] 為了實現(xiàn)這一目的，本發(fā)明采取的技術方案是： 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。
[0007] -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。
[0008] -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。
[0009] -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。
[0010] 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。
[0011] -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。
[0012] 本發(fā)明以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(chǎn)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(nèi) 具有優(yōu)良的抗腐蝕性能及抗輻照生長、蠕變性能。
[0013] 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(qū)鍛造成所需形狀的坯材； (4) 將坯材在1000°C- 1100°C的β相區(qū)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(qū)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(nèi)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。
[0014] 綜上，本發(fā)明的有益效果是：本發(fā)明對鋯合金內(nèi)的組分進行優(yōu)化，添加了其他用于 改善合金性能的元素成分，選擇適當?shù)慕M分含量，并控制固溶、相組分、第二相晶體結構、成 分及種類，使本發(fā)明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(chǎn)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(nèi)使用具有更優(yōu)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】
[0015] 下面結合實施例，對本發(fā)明作進一步的詳細說明，但本發(fā)明的實施方式不限于此。
[0016] 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(chǎn)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。本發(fā)明所述的鋯合金具有更優(yōu)良的耐均勻和癤狀腐蝕性能、具有較高的抗蠕變和疲 勞特性、抗輻照生長性能。
[0017] 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(jīng)濟性的考慮，本發(fā)明選擇中子吸收截面較?。ī? 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。
[0018] (2)鈮（Nb) 鈮能夠穩(wěn)定鋯的β相，對鋯有較高的強化作用。當鈮用量過多時，對熱處理敏感。本 發(fā)明中Nb添加含量在0. 8-1. 5% (重量百分比)，能夠保證合金具有優(yōu)良的耐腐蝕性能和良 好的力學性能。
[0019] (3)銅（Cu) 銅能夠改進合金耐腐蝕性能，但銅用量過多會產(chǎn)生不利的影響。本發(fā)明中Cu添加的含 量在0. 01-0. 2% (重量百分比)，能夠保證合金具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
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