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    重庆时时彩有正规网吗: 一种核反应堆用锆合金材料.pdf

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    一种 核反应堆 合金材料
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    摘要
    申请专利号:

    CN201110180102.2

    申请日:

    2011.06.30

    公开号:

    CN102230109A

    公开日:

    2011.11.02

    当前法律状态:

    授权

    有效性:

    有权

    法律详情: 专利权人的姓名或者名称、地址的变更IPC(主分类):C22C 16/00变更事项:专利权人变更前:苏州热工研究院有限公司变更后:苏州热工研究院有限公司变更事项:地址变更前:215004 江苏省苏州市西环路1788号变更后:215004 江苏省苏州市西环路1788号变更事项:专利权人变更前:中国广东核电集团有限公司变更后:中国广核集团有限公司|||授权|||实质审查的生效IPC(主分类):C22C 16/00申请日:20110630|||公开
    IPC分类号: C22C16/00; G21C3/07 主分类号: C22C16/00
    申请人: 苏州热工研究院有限公司; 中国广东核电集团有限公司
    发明人: 王荣山; 王锦红; 翁立奎; 耿建桥; 张晏玮
    地址: 215004 江苏省苏州市西环路1788号
    优先权:
    专利代理机构: 苏州创元专利商标事务所有限公司 32103 代理人: 孙仿卫;汪青
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    法律状态
    申请(专利)号:

    CN201110180102.2

    授权公告号:

    |||102230109B||||||

    法律状态公告日:

    2013.12.04|||2013.06.12|||2011.12.14|||2011.11.02

    法律状态类型:

    专利权人的姓名或者名称、地址的变更|||授权|||实质审查的生效|||公开

    摘要

    本发明公开了一种核反应堆用锆合金材料,以所述锆合金材料的总重量为基准,其由如下组分组成:Nb0.9%~1.1%、Sn0.45%~0.55%、Cu0.01%~0.1%、Ni0.05%~0.15%、Cr0.05%~0.15%、O600~1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。通过一系列的实验数据表明,本发明与现有的低锡Zr-4合金相比,在427℃高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能,满足核反应堆材料的应用要求。

    权利要求书

    1.一种核反应堆用锆合金材料,其特征在于:以所述锆基合金材料的总重
    量为基准,所述锆基合金材料由如下组分组成:Nb?0.9%~1.1%、Sn?0.45%~
    0.55%、Cu?0.01%~0.1%、Ni?0.05%~0.15%、Cr?0.05%~0.15%、O?600~
    1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。
    2.根据权利要求1所述的核反应堆用锆合金材料,其特征在于:所述锆基
    合金材料中,Ni与Cr的含量之比为0.9~1.1∶1。

    说明书

    一种核反应堆用锆合金材料

    技术领域

    本发明涉及锆合金材料领域,尤其是涉及一种能用作轻水核电厂核反应
    堆堆芯中的燃料棒包壳材料的耐腐蚀锆合金材料。

    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基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
    壳材料锆基合金的抗腐蚀性能、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。蠕变性能是锆基合金在水冷动力堆中工作时要考虑的
    重要问题之一,国内外对锆基合金的蠕变进行了大量的研究。在上世纪60年
    代早期开发出的锆基合金如Zr-4合金,其在反应堆工作温度下具有优异的机
    械强度、抗蠕变性、热传导性和低的中子吸收截面,并且广泛地使用至今。由
    于常规Zr-Sn系的Zr-4合金所能满足的核电站燃料的燃耗设计值通常为
    33GWd/tU,因此,为了满足高燃耗及长寿命堆芯的要求,一方面,从20世纪
    70年代以来许多国家都开展了改善Zr-4合金的腐蚀性研究,另一方面研究性
    能更好的新型锆基合金,新型锆基合金的开发倾向于减少或消除锡(Sn)的含
    量,其中最突出的成果是发展了低锡Zr-4合金,或称之为优化Zr-4合金,设
    计燃耗可达45GWd/tU。

    中国发明专利申请200810084446.1公开了用于核反应堆的锆基合金,其中
    公开了一种合金组份如下:Sn?0.65%~1.2%;Nb?0.2%~0.45%、Fe?0.2%~
    0.4%、Cr?0.01%~0.2%、O?0.06%~0.15%,V?0.002%~0.2%,C?0.012~
    0.015%,N?0.006%~0.008%以及余量为Zr。该锆基合金具有优良的耐均匀和
    疖状腐蚀性能,具有较高的抗蠕变和疲劳性,具有抗辐照生长性能。该合金虽
    然具有上述的优点,但是锡含量仍然较高。

    发明内容

    本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足,提供一种锡含量更
    低的核反应堆用锆合金材料,其具有优良的抗腐蚀性和良好的力学性能。

    为解决以上技术问题,本发明采用如下技术方案:

    一种核反应堆用锆合金材料,以所述锆基合金材料的总重量为基准,其由
    如下组分组成:Nb?0.9%~1.1%、Sn?0.45%~0.55%、Cu?0.01%~0.1%、Ni
    0.05%~0.15%、Cr?0.05%~0.15%、O?600~1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm
    以及Zr余量。

    优选地,上述合金材料中,Ni与Cr的含量之比为0.9~1.1∶1。

    根据本发明的一个典型合金配方为:Nb?1%、Sn?0.5%、Cu?0.05%、Ni
    0.1%、Cr?0.1%、O?600~1400ppm、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基
    合金造成不利影响。

    本发明与现有技术相比具有以下优点:本发明对已有锆合金配方进行优化
    设计,使得在Sn含量较小时,仍然具有优异的抗腐蚀性和良好的力学性能。

    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:

    用核级海绵锆(Zr含量大于97%)、Cr、Ni、Cu、Nb和Sn元素以中间
    合金的形式按质量百分比配料并采用真空电弧炉进行多次熔炼制成合金锭;对
    铸锭取样进行化学成分分析,合金成分见表1。铸锭经过锻造、热轧、冷轧、
    退火等工序制得相应成分的锆基合金板材。

    对本发明的实施例1-8的八种锆基合金板材及对比例低锡Zr-4合金进行
    腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行,腐蚀条件为400℃/10.3MPa过热蒸
    汽和427℃/10.3MPa过热蒸汽。表1给出了根据本发明的实施例1-8和对比例
    低锡Zr-4合金的锆基合金的成分配比及它们各自在上述腐蚀条件下的腐蚀速
    率及相对腐蚀速率。

    表1?实施例1-8的锆合金组成及耐腐蚀性能


    从表1的数据可以看出,本发明锆合金在427℃蒸汽中腐蚀速率低于1.10
    mg/(dm2*d),在400℃蒸汽中腐蚀速率小于0.80mg/(dm2*d),与低锡Zr-4
    合金相比,其在高温下的抗腐蚀性能更加优异。此外,本发明锆合金还显示
    了优异的焊接特性等力学性能,满足电站对包壳材料腐蚀性能的要求。

    上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点,其目的在于让熟悉此项
    技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施,并不能以此限制本发明的保
    护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰,都应涵盖在本发明
    的?;し段е?。

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