[发明专利]一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法

说明书

技术领域

本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法。

背景技术

锆合金由于热中子吸收截面小，同时在高温高压水和蒸汽中有很好的抗腐蚀性能，在堆内有相当好的抗中子辐照性能，因而被普遍用作核动力水冷反应堆的包壳材料，也是目前核电站反应堆唯一采用的包壳材料。

早期，包壳材料通常由Zr-2、Zr-4合金制成。随着核电的进一步发展，在保证核反应堆安全性的基础上，需要提高核反应堆的经济性、降低核电运行成本，因而对燃料组件提出了长寿期、高燃耗、零破损的目标。这意味着锆合金包壳的水侧腐蚀加重、吸氢量增加、辐照时间增长、芯块与包壳相互作用增大和内压升高等，从而对锆合金的使用性能提出了更高的要求。

针对核动力技术发展对燃料包壳提出的高要求，国际上展开了新型锆合金的研究，获得了比Zr-4合金具有更好耐腐蚀性能的ZIRLO、E635、M5、X5A等新型锆合金。已有研究表明，现有锆合金中成分的配比并不一定在最优范围内，如将ZIRLO合金中的Sn含量降低后，其耐腐蚀性能进一步提高；在Zr-Nb合金中添加微量的Cu(0.05wt％)后形成的HANA-6合金也具有非常优良的耐腐蚀性能；M5合金在堆内运行过程中出现了燃料棒或燃料组件弯曲以及抗辐照生长性能差等异常现象，因此法国在M5合金成分基础上添加了少量的Sn及Fe，在保持合金优良耐腐蚀性能基础上大幅改善了合金的力学性能，尤其是蠕变及辐照生长性能。

对燃料包壳提出的高要求中，通常认为用于核反应堆的锆合金的耐均匀腐蚀和疖状腐蚀是最重要的腐蚀性能要求。商用压水堆核电站通过在一回路水中通入氢气，将溶解氧的含量降低到5ppb以下，燃料元件包壳水侧腐蚀机制主要为均匀腐蚀。但在氧含量控制不严格或水质偏离情况下，也会发生局部腐蚀，即疖状腐蚀，如俄罗斯VVER压水堆的E110(Zr-1％Nb)和E635(Zr-1％Nb-1.2％Sn-0.4％Fe)锆合金在氧浓度小于20ppb的情况下发生了疖状腐蚀，Obrigheim压水堆在一个未加氢控氧的循环结束后发现了包壳的疖状腐蚀现象。因此，锆合金包壳材料的疖状腐蚀问题仍然是压水堆需关注的问题。

基于上述现象，本行业技术人员公知在现有锆合金的基础上优化合金成分配比或者添加其它合金元素有可能还可开发出耐腐蚀性能更加优良的锆合金，以满足燃耗不断提高的需要。但实际上，现有技术中并没有如何调整合金组成和比例能够有效解决锆合金包壳材料的疖状腐蚀问题的方案。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：在压水堆中，现有锆锡合金耐疖状腐蚀性能不够理想的问题，目的在于提供了一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法，其通过各元素的选择和配比的优化，具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

本发明通过下述技术方案实现：

一种耐疖状腐蚀的锆锡合金，包括以下组成成分：

Sn：0.6～1.5％，Fe：0.05～0.6％，Cr：0.1～0.45％、V：0.05～0.25％和Ni：0.02～0.08％中的一种或多种，O：0.08～0.16％，余量为Zr及其它不可避免杂质；且Fe、Cr、V和Ni的总量为0.37～1.1％。

进一步，本发明由下列成分组成：

Sn：0.6～0.9％，Fe：0.1～0.4％，Cr：0.1～0.4％，V：0.05～0.15％和/或Ni：0.02～0.06％，O：0.08～0.16％，余量为Zr及其它不可避免杂质。

进一步，本发明由下列成分组成：

Sn：1.15～1.5％，Fe：0.18～0.24％，Cr：0.1～0.15％，V：0.05～0.15％和/或Ni：0.02～0.06％，O：0.08～0.16％，余量为Zr及其它不可避免杂质；且Fe、Cr、V和Ni的总量为0.37～0.62％。

进一步，本发明由下列成分组成：

0.9～1.15％的Sn，0.2～0.4％的Fe，0.2～0.4％的Cr、0.1～0.2％的V、0.02～0.08％的Ni中的一种或多种，0.08～0.16％的O，余量为Zr及其它不可避免杂质；且Fe、Cr、V和Ni的总量为0.42～0.9％。

进一步，本发明由下列成分组成：

1.15～1.5％的Sn，0.3～0.55％的Fe，0.2～0.4％的Cr、0.1～0.2％的V、0.02～0.08％的Ni中的一种或多种，0.08～0.16％的O，余量为Zr及其它不可避免杂质；且Fe、Cr、V和Ni的总量为0.52～1.1％。