[发明专利]一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金有效
申请号: | 201910721838.2 | 申请日: | 2019-08-06 |
公开(公告)号: | CN110284027B | 公开(公告)日: | 2020-04-21 |
发明(设计)人: | 程竹青;戴训;赵文金;彭倩;彭小明;杨忠波;杨静 | 申请(专利权)人: | 中国核动力研究设计院 |
主分类号: | C22C16/00 | 分类号: | C22C16/00;C22C1/02;C22F1/18 |
代理公司: | 成都行之专利代理事务所(普通合伙) 51220 | 代理人: | 刘沙粒 |
地址: | 610000 四*** | 国省代码: | 四川;51 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 碱性 水质 腐蚀 合金 | ||
一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金,按重量百分比计,由下列成分组成:Sn:0.3‑0.5,Nb:0.2‑0.5,Fe:0.1‑0.4,Cr:0.1‑0.4,V、Ni、Si中的一种或多种元素:0.004‑0.02,O:0.08‑0.16,余量为Zr及其他杂质。本发明通过降低锆合金中Sn和Nb的含量,添加Fe、Cr元素,V、Ni、Si中的一种或多种元素,并调整Fe、Cr、V、Ni、Si等合金元素的含量至适当水平,提高了锆合金在氢氧化锂水溶液中的耐腐蚀性能,将该锆合金置于70ppm含锂水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa腐蚀250天,锆合金的腐蚀增重不大于65mg/dm2,腐蚀速率低于0.260mg/dm2/d。
技术领域
本发明涉及特种合金材料领域,具体涉及一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金。
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,因此,在现有锆合金的基础上优化合金成分和配比,添加其它合金元素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。
由于反应堆一回路冷却水中加入有化学添加剂,因而会影响包壳材料锆合金的腐蚀行为,特别是加入的氢氧化锂,容易在氧化膜内浓缩而显著影响锆合金的腐蚀性能,因此,针对反应堆一回路冷却水化学特性来研究锆合金包壳的腐蚀行为才具有实际意义。但由于诸多因素的限制,一般在堆外进行高压釜腐蚀试验以模拟锆合金在堆内的腐蚀性能。堆外腐蚀试验条件主要包括:360℃去离子水、360℃含锂水溶液、400℃蒸汽、500℃蒸汽,在360℃水溶液和400℃蒸汽中试验检验合格的锆合金包壳材料可用于压水堆,在360℃含锂水溶液中试验检验合格的则更适用于压水堆高锂浓度工况,而在500℃蒸汽中试验检验合格的则可适用于在沸水堆中。
不同的水化学环境对不同锆合金的腐蚀行为影响规律是不同的。通过研究发现,在去离子水中腐蚀时,耐腐蚀性能按E110>E635>ZIRLO>Zr-4的顺序依次变差;在LiOH水溶液中腐蚀时,几种锆合金的腐蚀规律与去离子水中的不同,耐腐蚀性能按Zr-Sn-Nb合金>Zr-4>E110的顺序变差。同时,多年的运行经验也证明E635合金堆外LiOH水溶液中的腐蚀行为更能反映堆内的腐蚀情况。因此,对于Zr-Sn-Nb系合金而言,堆内的腐蚀行为与堆外LiOH高温水中腐蚀时的规律相近,研究Zr-Sn-Nb系合金在堆外LiOH高温水中的耐腐蚀性具有现实意义。
发明内容
本发明的目的在于提供一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金,通过调整、优化锆合金的组分、含量、配比,提高锆基合金在360℃含锂水堆外腐蚀试验条件下的耐腐蚀性,以满足燃耗不断提高的需要,为核电站反应堆进一步发展提供更加优良的锆合金。
现有技术中,元素Sn能够稳定锆的α相,确保合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能;元素Nb能够稳定锆的β相,对锆有较高的强化作用,确保合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能;元素Fe、Cr、V、Si能够改进合金耐腐蚀性和力学性能,确保合金具有优良的耐腐蚀性能;元素Ni能够改进合金耐腐蚀性能,确保合金具有优良的耐腐蚀性能;元素O能够稳定锆的α相,合金中添加氧能提高屈服强度,合金具有足够的机械性能和抗蠕变性能。
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