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      用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金的制作方法

      文檔序號:11570721閱讀:418來源:國知局
      用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金的制造方法與工藝

      本發(fā)明涉及一種用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金,屬于鋯合金材料技術(shù)領(lǐng)域。



      背景技術(shù):

      鋯合金具有特殊的核性能(熱中子吸收截面為0.18靶恩),優(yōu)良的耐腐蝕性能和適中的力學(xué)性能,而被廣泛用作水冷核反應(yīng)堆燃料元件的包殼材料,是壓水堆核電站中非常重要的結(jié)構(gòu)材料。鋯合金包殼在工作時(shí)因受高溫高壓水的腐蝕發(fā)生氧化,使鋯合金包殼的有效厚度減薄,影響其使用壽命。zr-4(zr-1.5sn-0.2fe-0.1cr)合金從20世紀(jì)60年代中期已開始廣泛應(yīng)用于水冷堆核電站中,并且表現(xiàn)出了優(yōu)異的耐腐蝕性能。然而為了進(jìn)一步提高核燃料的燃耗,降低核電成本,就需要采取延長換料周期,提高冷卻劑溫度等措施,這就對鋯合金包殼的耐水側(cè)腐蝕性能提出了更高的要求,商業(yè)上應(yīng)用最多的zr-4合金的耐腐蝕性能不能滿足燃耗進(jìn)一步提高到55gwd/tu的要求。

      在未加氫除氧的壓水堆中,冷卻水中的氧含量要明顯高于加氫除氧的壓水堆中的氧含量,對鋯合金的耐腐蝕性能將產(chǎn)生重要影響。在未加氫除氧的壓水堆中,zr-4合金會發(fā)生明顯的癤狀腐蝕;在堆外用500℃/10.3mpa過熱蒸汽中的腐蝕試驗(yàn)來表征癤狀腐蝕行為,發(fā)現(xiàn)zr-4合金也會出現(xiàn)癤狀腐蝕。另外,zr-4合金在堆外360℃/18.6mpa/0.01mlioh水溶液中也會發(fā)生明顯的腐蝕加速。添加合金元素鈮可以明顯改善zr-4合金的耐癤狀腐蝕性能,但是含鈮的鋯合金對腐蝕介質(zhì)中的溶解氧濃度比較敏感。水中的溶解氧主要來源于堆芯中水的輻射分解反應(yīng),溶解氧的存在會對鋯合金的腐蝕行為產(chǎn)生不利的影響。一般壓水堆一回路中通過加氫除氧,可將溶解氧含量控制在低于5.0×10-9(質(zhì)量分?jǐn)?shù)),甚至更低,然而在在一些特殊用途用壓水堆中,沒有進(jìn)行加氫除氧處理,溶解氧含量可達(dá)0.2×10-6(質(zhì)量分?jǐn)?shù)),明顯高于加氫除氧的壓水堆。鋯合金中含有0.3%的鈮就會表現(xiàn)出對溶解氧的敏感性。



      技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素:

      本發(fā)明的目的是提供一種不含鈮元素的鋯合金,這種鋯合金不發(fā)生癤狀腐蝕,其耐腐蝕性能因不含鈮而對腐蝕介質(zhì)中的溶解氧不敏感,且在堆外4種腐蝕條件下的耐腐蝕性能都明顯優(yōu)于已商用的zr-4合金,用作未加氫除氧的特殊用途壓水堆的核燃料元件包殼材料。

      本發(fā)明的目的是通過在現(xiàn)已商用的核電站燃料包殼zr-4合金成分基礎(chǔ)上進(jìn)一步降低錫含量并且同時(shí)提高合金中鐵和鉻來實(shí)現(xiàn)的,其技術(shù)方案如下:

      一種用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金,該鋯合金的化學(xué)組成以重量百分比計(jì)為:0.73%~1.1%sn,0.25%~0.6%fe,0.1%~0.25%cr,余量為zr及不可避免的雜質(zhì)。

      上述用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金,其合金元素以重量百分比計(jì)優(yōu)選范圍為:0.73%~1.0%sn,0.25%~0.5%fe,0.14%~0.23%cr,余量為zr及不可避免的雜質(zhì)。

      上述用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金,其合金元素以重量百分比計(jì)優(yōu)選范圍為:0.75%~0.9%sn,0.3%~0.45%fe,0.15%~0.2%cr,余量為zr及不可避免的雜質(zhì)。

      上述用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金,其合金元素以重量百分比計(jì)優(yōu)選范圍為:0.75%~0.8%sn,0.36%~0.4%fe,0.15~0.18%cr,余量為zr及不可避免的雜質(zhì)。

      上述用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金,其合金元素以重量百分比計(jì)為:0.78%sn,0.38%fe,0.16%cr,余量為zr及不可避免的雜質(zhì)。

      本發(fā)明通過在zr-4合金成分基礎(chǔ)上進(jìn)一步降低錫含量并且同時(shí)提高合金中鐵和鉻的含量,由于這些合金元素的交互作用,帶來了本發(fā)明的有益技術(shù)效果。本發(fā)明的效果:本發(fā)明提供的應(yīng)用實(shí)例表明,合金在4種腐蝕條件包括500℃/10.3mpa過熱蒸汽、400℃/10.3mpa過熱蒸汽、360℃/18.6mpa/0.01mlioh水溶液和360℃/18.6mpa去離子水中分別腐蝕時(shí),都表現(xiàn)出非常優(yōu)良的耐腐蝕性能,明顯優(yōu)于zr-4合金。例如在500℃過熱蒸汽中腐蝕500h時(shí),本發(fā)明鋯合金表面沒有出現(xiàn)癤狀腐蝕斑,腐蝕增重達(dá)到155mg.dm-2,而zr-4合金腐蝕7h時(shí)即達(dá)到113mg.dm-2,腐蝕樣品表面的氧化膜也發(fā)生了剝落。本發(fā)明的合金成分具有優(yōu)良的耐腐蝕性能,特別是耐癤狀腐蝕性能,具有很好的應(yīng)用前景。

      附圖說明

      圖1為本發(fā)明合金與zr-4合金在500℃/10.3mpa過熱蒸汽中的腐蝕增重曲線;

      圖2發(fā)明合金與zr-4合金在400℃/10.3mpa過熱蒸汽中的腐蝕增重曲線;

      圖3發(fā)明合金與zr-4合金在360℃/18.6mpa/0.01mlioh水溶液中的腐蝕增重曲線。

      具體實(shí)施方式

      下面結(jié)合實(shí)施例對本發(fā)明的耐腐蝕性能優(yōu)良的鋯錫系合金作進(jìn)一步詳細(xì)說明,但本發(fā)明不限于以下實(shí)施例。

      實(shí)施例一:參見表1,其中給出了本發(fā)明的鋯錫系合金和zr-4合金的成分組成:

      。

      具有表1中組成的合金材料均按照如下步驟制備得到:

      (1)按上述配方配料,委托工廠用常規(guī)工藝制備成約20kg重的合金錠;

      (2)將上述合金錠在950~1050℃下鍛造成坯材,同時(shí)破碎粗大的鑄態(tài)晶粒組織;

      (3)坯材經(jīng)過去除氧化皮和酸洗后,在真空中經(jīng)1030~1050℃的β相均勻化處理0.5~1h后空冷;隨后經(jīng)700~800℃熱軋,熱軋后先去除氧化皮;

      (4)坯材空冷后進(jìn)行多次冷軋和580℃中間退火,最后在真空中進(jìn)行580℃再結(jié)晶退火2h,制備成厚2.8mm的合金板材;

      (5)將上述板材用電火花線切割成22mm×15mm×2.8mm的片狀樣品,制備成腐蝕用樣品。

      將按上述工藝制備的合金1與經(jīng)過同樣制備工藝的zr-4合金樣品一同放入高壓釜中,在500℃/10.3mpa過熱蒸汽中進(jìn)行腐蝕試驗(yàn),考察它們的腐蝕行為:圖1給出了兩種合金在500℃過熱蒸汽中的腐蝕增重曲線,在500℃過熱蒸汽中腐蝕時(shí)500h時(shí),本發(fā)明鋯合金表面沒有出現(xiàn)癤狀腐蝕斑,腐蝕增重達(dá)到155mg.dm-2,而zr-4合金腐蝕7h時(shí)即達(dá)到113mg.dm-2,樣品表明氧化膜也發(fā)生了剝落。本發(fā)明的合金在500℃過熱蒸汽中表現(xiàn)出了優(yōu)良的耐癤狀腐蝕性能。

      將合金1和工藝制備相同的發(fā)明合金與經(jīng)過同樣制備工藝的zr-4合金樣品一同放入高壓釜中,在400℃/10.3mpa過熱蒸汽中進(jìn)行腐蝕試驗(yàn),考察它們的腐蝕行為:圖2給出了兩種合金在400℃過熱蒸汽中的腐蝕增重曲線,腐蝕400天后,本發(fā)明的鋯合金與zr-4合金的腐蝕增重分別為127mg.dm-2和200mg.dm-2。本發(fā)明的合金在400℃過熱蒸汽中的耐腐蝕性能明顯優(yōu)于zr-4合金。

      將合金1與經(jīng)過同樣制備工藝的zr-4合金樣品一同放入高壓釜中,在360℃/18.6mpa/0.01mlioh水溶液中進(jìn)行腐蝕試驗(yàn),考察它們的腐蝕行為:圖3給出了兩種合金在360℃/18.6mpa/0.01mlioh水溶液中的腐蝕增重曲線,腐蝕190天后,本發(fā)明的鋯合金與zr-4合金的腐蝕增重分別為67mg.dm-2和752mg.dm-2,zr-4合金樣品氧化膜外表面發(fā)白,氧化膜發(fā)生剝落。將本發(fā)明的合金繼續(xù)腐蝕至340天,其腐蝕增重僅為358mg.dm-2。本發(fā)明的合金在360℃/18.6mpa/0.01mlioh水溶液中的耐腐蝕性能明顯優(yōu)于zr-4合金。

      將合金1與經(jīng)過同樣制備工藝的zr-4合金樣品一同放入高壓釜中,在360℃/18.6mpa去離子水中進(jìn)行腐蝕試驗(yàn),考察它們的腐蝕行為:在360℃/18.6mpa去離子水中腐蝕190天后,本發(fā)明的鋯合金與zr-4合金的腐蝕增重分別為43mg.dm-2和57mg.dm-2,本發(fā)明的合金在360℃/18.6mpa去離子水中的耐腐蝕性能也優(yōu)于zr-4合金。

      由此可見,本發(fā)明合金在4種腐蝕條件下的耐腐蝕性能都明顯優(yōu)于zr-4合金,特別是在500℃過熱蒸汽中沒有發(fā)生癤狀腐蝕,可滿足特殊用途壓水堆核燃料包殼材料的使用要求。

      上述實(shí)施例,只是本發(fā)明的部分實(shí)施例,并非用來限制本發(fā)明的實(shí)施范圍,故凡以本發(fā)明權(quán)利要求所述內(nèi)容所做的等效變化,均應(yīng)包括在本發(fā)明權(quán)利要求范圍之內(nèi)。

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