专利名称:一种锆合金材料的制作方法
技术领域：
本发明涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种核反应堆用锆合金材料。
技术背景
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、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。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种锆合金材料，其综合性能特别是抗腐蚀性能优异，适用作核反应堆结构材料。
为解决以上技术问题，本发明采用的一种技术方案是
一种锆合金材料，以所述锆合金材料的总重量为基准，其由如下组分组成Nb 0.8% l.l%、Sn 0.3% 0.6%、Fe 0.3% 0.5%、Cr 0.1% 0.3%、Cu 0.01% 0. 15%,0 0.09% 0. 14%以及^ 余量，其中；！！与佝含量之和小于等于l%，Cr与Cu含量之和小于等于0. 35%。
所述锆合金材料的优选组成为所述锆合金材料的组成为Nb 0. 9% 1. 1 %、Sn 0. 35% 0. 5%、Fe 0.3% 0.5%、Cr 0. 21% 0. 25%、Cu 0. 08% 0. 11 %、0 0.09% 0.14%以及^ 余量。更优选的锆合金材料的组成为Nb 1%, Sn 0.5%, Fe 0. 35%, Cr 0. 25%, Cu 0. 1%,0 0. 09% 0. 14% 以及 Zr 余量。
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。
本发明与现有技术相比具有以下优点本发明对传统的&-Nb-Sn合金进行优化设计，在控制合金中Sn与狗的总含量在一定范围时，加入特定量的Cr能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此提高了核燃料组件的安全性。同时，加入的少量Cu能够进一步提高合金的耐腐蚀性能。综合来说，本发明的锆合金耐腐蚀性能以及可靠性更好，满足核反应堆结构材料的要求。
具体实施方式
下面结合具体的实施例对本发明做进一步说明，但本发明不限于以下实施例。
参见表1，其中给出了根据本发明的八个典型锆合金材料的成分组成。
表1实施例1至8的锆合金组成
权利要求
1.一种锆合金材料，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. 8% 1. 1%、Sn 0. 3% 0. 6%, Fe 0. 3% 0. 5%, Cr 0. 0. 3%,Cu 0.01% 0. 15%,0 0.09% 0. 14%以及Zr余量，其中Sn与Fe含量之和小于等于1%，Cr与Cu含量之和小于等于0. 35%。
2.根据权利要求
1所述的锆合金材料，其特征在于所述锆合金材料的组成为Nb 0. 9% 1. l%、Sn 0. 35% 0. 5%,Fe 0. 3% 0. 5%,Cr 0. 21% 0. 25%,Cu 0. 08% 0. 11%, 0 0. 09% 0. 14% 以及 Zr 余量。
3.根据权利要求
2所述的锆合金材料，其特征在于所述锆合金材料的组成为Nb l%,Sn 0. 5%, Fe 0. 35%, Cr 0. 25%, Cu 0. 1%,0 0.09% 0. 14% 以及 Zr 余量。
专利摘要
本发明公开了一种锆合金材料，以所述锆合金材料的总重量为基准，其由如下组分组成Nb 0.8％～1.1％、Sn 0.3％～0.6％、Fe 0.3％～0.5％、Cr 0.1％～0.3％、Cu 0.01％～0.15％、O 0.09％～0.14％以及Zr余量，其中Sn与Fe含量之和小于等于1％，Cr与Cu含量之和小于等于0.35％。本发明对传统的Zr-Nb-Sn合金进行优化设计，在控制合金中Sn与Fe的总含量在一定范围时，加入特定量的Cr能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此提高了核燃料组件的安全性。同时，加入的少量Cu能够进一步提高合金的耐腐蚀性能。综合来说，本发明的锆合金耐腐蚀性能以及可靠性更好，满足核反应堆结构材料的要求。
文档编号G21C3/07GKCN102268571SQ201110180059
公开日2011年12月7日 申请日期2011年6月30日
发明者张晏玮, 王荣山, 王锦红, 翁立奎, 耿建桥 申请人:中国广东核电集团有限公司, 苏州热工研究院有限公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan