一种核反应堆专用锆管的制备方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及金属制品领域，特别涉及一种核反应堆专用锆管的制备方法。
【背景技术】
[0002]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，而现阶段，随着核动力反应堆技术的不断提高，对燃料燃耗、燃料循环成本、反应堆热效率、安全可靠性等性能的要求也越来越高，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求，而如今用于核反应堆中的锆管在使用的过程中经常会被腐蚀，其耐腐蚀性能较差，因此有必要对组织成分进行改进以开发出具备有耐腐蚀性能更加优良的锆管。
【发明内容】
[0003]本发明主要解决的技术问题是提供一种核反应堆专用锆管的制备方法。
[0004]为解决上述技术问题，本发明采用的一个技术方案是:提供一种核反应堆专用锆管的制备方法，以重量份计算，所述锆管的化学成分组成包括:锡0.8% ~1.5%，铌1.2%-2.5%,锑0.05%~0.08%，铁0.4%~0.6%，氧不超过0.3 %以及余量的锆，其制备方法包括如下步骤:
(I )、将核级海绵锆及其他添加元素配制成所需重量的混合原料；
(2)、将上述的混合原料投放至温度为1500°C~1600°C的高温熔炉内进行熔炼，制成合金液；
(3)、将上述合金液浇注至所需形状的模具中进行铸造，制得胚料；
(4)、待上述胚料冷却后采用锻压机对该胚料进行多次锻压处理，去除胚料内部多余的氧；
(5)、将上述锻压后的胚料在480°C?540°C下进行退火处理，制成所需的板材；
(6)、对上述退火后的板材进行机加工，最终制得所需锆管。
[0005]在本发明一个较佳实施例中，所述锆管的化学成分中不可避免的杂质含量不超过
0.5%。
[0006]在本发明一个较佳实施例中，所述步骤(5)中的锻压机的锻压重量为I吨。
[0007]在本发明一个较佳实施例中，所述步骤(5)中的锻压机锻压速率为30次/分钟本发明的有益效果是:本发明通过在锆管的化学成分中添加对锆元素具备有稳定、强化作用的锡0.8 % ~1.5 %，铌1.2 % ~2.5 %，铁0.4%~0.6%，能够大幅度地提高锆管的耐腐蚀性能和力学性能，同时在铸造后采用锻压处理，提高了材料的致密度，且能够防止锆管内部的氧含量过高，提高锆管的抗蠕变性和疲劳特性。
【具体实施方式】
[0008]下面对本发明的较佳实施例进行详细阐述，以使本发明的优点和特征能更易于被本领域技术人员理解，从而对本发明的保护范围做出更为清楚明确的界定。
[0009]实施例1:
一种核反应堆专用锆管的制备方法，以重量份计算，所述锆管的化学成分组成包括:锡
0.8%，铌1.2 %，锑0.05%，铁0.4%，氧不超过0.3 %以及余量的锆，所述锆管的化学成分中不可避免的杂质含量不超过0.5%，其制备方法包括如下步骤:
(I )、将核级海绵锆及其他添加元素配制成所需重量的混合原料；
(2)、将上述的混合原料投放至温度为1500的高温熔炉内进行熔炼，制成合金液；
(3)、将上述合金液浇注至所需形状的模具中进行铸造，制得胚料；
(4)、待上述胚料冷却后采用锻压重量为I吨、锻压速率为30次/分钟的锻压机对该胚料进行多次锻压处理，去除胚料内部多余的氧；
(5)、将上述锻压后的胚料在480°C下进行退火处理，制成所需的板材；
(6)、对上述退火后的板材进行机加工，最终制得所需锆管。
[0010]经测试，所述锆管在360 °C水蒸气环境中的腐蚀时间为290天；在500 °C水蒸气环境中的腐蚀时间为480小时。
[0011]实施例2:
一种核反应堆专用锆管的制备方法，以重量份计算，所述锆管的化学成分组成包括:锡
1.5%，铌2.5 %，锑0.08%，铁0.6%，氧不超过0.3 %以及余量的锆，所述锆管的化学成分中不可避免的杂质含量不超过0.5%，其制备方法包括如下步骤:
(I )、将核级海绵锆及其他添加元素配制成所需重量的混合原料；
(2)、将上述的混合原料投放至温度为1600°C的高温熔炉内进行熔炼，制成合金液；
(3)、将上述合金液浇注至所需形状的模具中进行铸造，制得胚料；
(4)、待上述胚料冷却后采用锻压重量为I吨、锻压速率为30次/分钟的锻压机对该胚料进行多次锻压处理，去除胚料内部多余的氧；
(5)、将上述锻压后的胚料在540°C下进行退火处理，制成所需的板材；
(6)、对上述退火后的板材进行机加工，最终制得所需锆管。
[0012]经测试，所述锆管在360°C环境中的腐蚀时间为280天；在500°C环境中的腐蚀时间为475小时。
[0013]实施例3:
一种核反应堆专用锆管的制备方法，以重量份计算，所述锆管的化学成分组成包括:锡
1.2%，铌2%，锑0.06%，铁0.5%，氧不超过0.3%以及余量的锆，所述锆管的化学成分中不可避免的杂质含量不超过0.5%，其制备方法包括如下步骤:
(I )、将核级海绵锆及其他添加元素配制成所需重量的混合原料；
(2)、将上述的混合原料投放至温度为1550°C的高温熔炉内进行熔炼，制成合金液；
(3)、将上述合金液浇注至所需形状的模具中进行铸造，制得胚料；
(4)、待上述胚料冷却后采用锻压重量为I吨、锻压速率为30次/分钟的锻压机对该胚料进行多次锻压处理，去除胚料内部多余的氧；
(5)、将上述锻压后的胚料在510°C下进行退火处理，制成所需的板材；
(6)、对上述退火后的板材进行机加工，最终制得所需锆管。
[0014]经测试，所述锆管在360°C环境中的腐蚀时间为300天；在500°C环境中的腐蚀时间为500小时。
[0015]区别于现有技术，本发明通过在锆管的化学成分中添加对锆元素具备有稳定、强化作用的锡0.8 % ~1.5 %，铌1.2 % ~2.5 %，铁0.4%~0.6%，能够大幅度地提高锆管的耐腐蚀性能和力学性能，同时在铸造后采用锻压处理，提高了材料的致密度，且能够防止锆管内部的氧含量过高，提高锆管的抗蠕变性和疲劳特性。
[0016]以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。
【主权项】
1.一种核反应堆专用锆管的制备方法，其特征在于，以重量份计算，所述锆管的化学成分组成包括:锡 0.8 % ~1.5 %，铌 1.2 % ~2.5 %，锑 0.05%~0.08%，铁 0.4%~0.6%，氧不超过0.3%以及余量的锆，其制备方法包括如下步骤: (I )、将核级海绵锆及其他添加元素配制成所需重量的混合原料； (2)、将上述的混合原料投放至温度为1500°C~1600°C的高温熔炉内进行熔炼，制成合金液； (3)、将上述合金液浇注至所需形状的模具中进行铸造，制得胚料； (4)、待上述胚料冷却后采用锻压机对该胚料进行多次锻压处理，去除胚料内部多余的氧； (5)、将上述锻压后的胚料在480°C?540°C下进行退火处理，制成所需的板材； (6)、对上述退火后的板材进行机加工，最终制得所需锆管。2.根据权利要求1所述的核反应堆专用锆管的制备方法，其特征在于，所述锆管的化学成分中不可避免的杂质含量不超过0.5%。3.根据权利要求1所述的核反应堆专用锆管的制备方法，其特征在于，所述步骤(5)中的锻压机的锻压重量为I吨。4.根据权利要求1所述的核反应堆专用锆管的制备方法，其特征在于，所述步骤(5)中的锻压机锻压速率为30次/分钟。
【专利摘要】本发明公开了一种核反应堆专用锆管的制备方法，以重量份计算，所述锆管的化学成分组成包括：锡0.8％~1.5％，铌1.2％~2.5％，锑0.05%~0.08%，氧0.06％~0.12％，铁0.4%~0.6%以及余量的锆，同时采用混料、熔炼、锻压、铸造、热处理以及机加工的生产工艺制得所需锆管，通过上述方式，本发明能够使得锆管具备有良好的耐腐蚀性能，提高锆管在核反应领域的使用寿命。
【IPC分类】C22C1/02, C22C16/00
【公开号】CN104911378
【申请号】CN201510270160
【发明人】童建俊
【申请人】常熟锐钛金属制品有限公司
【公开日】2015年9月16日
【申请日】2015年5月25日