【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及锆合金材料领域,尤其是涉及一种能核压水反应堆用锆合金材料及其制备方法。
技术介绍
锆的热中子吸收截面非常小,并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能,因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展,对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役条件(辐照、高温、高压及复杂的应力)下,要发生蠕变和疲劳。蠕变性能是锆合金在水冷动力堆中工作时要考虑的重要问题之一,国内外对锆合金的蠕变进行了大量的研究。目前最成熟、应用最广泛的是被称之为ττ-l、合金的锆合金,但随着核燃料组件向长寿期、高燃耗方向的发展,要求作为反应堆结构材料的锆基合金必须具有更好的耐蚀、抗蠕变、抗辐射生长等综合性能,在这一点上ττ-l、Zr-4合金已不能满足要求。近二十年来,压水堆用锆合金的研究趋势是对已有材料的不断改进和进行高性能新锆合金的研究,总体思路是在系和&-Sn-Nb系合金的基础上进行合金成分含量的调整以及添加其它合金元素,或者二者同时进行以达到提高合金整体性能的目的。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是提供一种核压水反应堆用锆合金材料,其综合性能特别是抗腐蚀性能优异。本专利技术同时还要提供一种核压水反应堆用锆合金材料的制备方法,该方法所得核压水反应堆用锆合金材料的综合性能特别是抗腐蚀性能优异。为解决以上技术问题,本专利技术采用的一种技术方案是一种核压水反应堆 ...
【技术保护点】
1. 一种核压水反应堆用锆合金材料,其特征在于:以所述锆合金材料的总重量为基准,所述锆合金材料由如下组分组成:Nb 0.2%~0.5%、Sn 0.3%~0.5%、Cu 0.1%~0.4%、O 0.06%~0.14%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。
【技术特征摘要】
1.一种核压水反应堆用锆合金材料,其特征在于以所述锆合金材料的总重量为基准,所述锆合金材料由如下组分组成Nb 0. 2% 0. 5%、Sn 0. 3% 0. 5%、Cu 0. 1% 0. 4%、 0 0. 06% 0. 14%、C 彡 IOOppm, N 彡 80ppm 以及 Zr 余量。2.根据权利要求1所述的核压水反应堆用锆合金材料,其特征在于所述锆基合金中, Nb与Sn的含量之和在0. 8% 1. 0%之间。3.根据权利要求2所述的核压水反应堆用锆合金材料,其特征在于所述锆基合金的组成为:Nb 0. 4%、Sn 0. 4%、Cu 0. 1%、0 0. 06% 0. 14%、C ( 100ppm、N ( 80ppm 以及 Zr 余量。4.根据权利要求2所述的核压水反应堆用锆合金材料,其特征在于所述锆基合金的组成为:Nb 0. 4%、Sn 0. 4%、Cu 0. 3%、0 0. 06% 0. 14%、C 彡 IOOppm, N ^ 80ppm 以及 Zr 余量。5.权利要求1至4中任一项权利要求所述的核压水反应堆用锆合金材料的制备方法, 其特征在于包括如下步骤(1)合金锭的熔炼将核级海绵锆与配方量的&-Nb、Zr-Sn中间合金及...
【专利技术属性】
技术研发人员:翁立奎,王荣山,张晏玮,王锦红,耿建桥,
申请(专利权)人:苏州热工研究院有限公司,中国广东核电集团有限公司,
类型:发明
国别省市:32
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。