[发明专利]一种核压水反应堆用锆合金材料及其制备方法

说明书

技术领域

本发明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。

背景技术

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Zr-2、Zr-4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Zr-2、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Zr-Nb系和Zr-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。

发明内容

本发明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。

本发明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，本发明采用的一种技术方案是：

一种核压水反应堆用锆合金材料，以所述锆基合金的总重量为基准，所述锆基合金由如下组分组成：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。

优选地，所述锆基合金中，Nb与Sn的含量之和在0.8%～1.0%之间。

根据本发明的一个方面，所述锆基合金的组成为：Nb 0.4%、Sn 0.4%、Cu 0.1%、O 0.06%～0.14%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

根据本发明的又一方面，所述锆基合金的组成为：Nb 0.4%、Sn 0.4%、Cu 0.3%、O 0.06%～0.14%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

上述合金配方中，C和N为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，上述合金配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本发明锆合金造成不利影响。

本发明采取的又一技术方案是：上述的核压水反应堆用锆合金材料的制备方法，其包括如下步骤：

（1）合金锭的熔炼：将核级海绵锆与配方量的Zr-Nb、Zr-Sn中间合金及Cu单质用真空非自耗电弧炉熔化在扣式成形模具中，反复熔炼4～6次，确保熔炼均匀得合金锭；

（2）热压：将步骤（1）所得合金锭置于650℃～700℃预热30分钟，用230～280KN油压机热压，经三种大小不同的模具热压制成坯材，热压后用砂轮机打磨除去加热过程产生的氧化皮及热压过程中形成的裂纹，直至露出金属光泽，再用混合酸进行酸洗以去除氧化膜，酸洗后的样品经过水冲洗数遍，吹干，其中，按体积比，所用的混合酸的组成为：HF 8%～12%、HNO₃ 25%～35%、H₂SO₄ 25%～35%以及H₂O 25%～35%；

（3）β-均匀化处理：将经过步骤（2）处理的坯材在β相区980℃～1050℃进行加热，保温25~35分钟，使第二相充分溶解，合金成分均匀化；

（4）温轧：在550℃～600℃下温轧，轧至4～6mm厚，温轧后酸洗去除氧化皮；

（5）退火：将步骤（4）温轧后的合金在540℃～590℃进行2h退火；

（6）冷轧及中间退火：将步骤（5）处理后的合金从4～6mm厚分三次冷轧到0.5～0.7 mm厚，每两次冷轧中间均经540℃～590℃退火2~4h；

（7）最终热处理：在真空炉中在540～590℃下退火2～4h，即得所述锆合金材料。

本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明对传统的Zr-Nb合金进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的力学性能，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。