一种耐腐蚀的核用锆合金材料及其制备方法

    公开(公告)号:CN113355561A

    公开(公告)日:2021-09-07

    申请号:CN202110625981.9

    申请日:2021-06-04

    Abstract: 本发明涉及特种合金材料技术领域,公开了一种耐腐蚀的核用锆合金材料,按重量百分含量计,包括如下各成分:Sn 0.5~1.2%,Fe 0.2~0.4%,Cr 0.05~0.25%,Ta 0.05~0.5%,O0.06~0.16%,余量为Zr和其他杂质,还公开了其制备方法。本发明提供的锆合金材料中添加了Ta元素,细化了合金材料的第二相粒子尺寸,改善了第二相粒子的分布均匀性,抑制辐照缺陷发展、抑制疖状腐蚀、提高抗蠕变性能,大大降低了腐蚀速率对水中溶解氧的敏感性,在含氧水质、除氧水质中的耐腐蚀性能均显著提高,可用于沸水堆、先进重水堆或其他特殊设计的核反应堆。

    一种核反应堆芯用锆合金

    公开(公告)号:CN103898360B

    公开(公告)日:2016-08-31

    申请号:CN201210576987.2

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40?0.60,Nb:0.20?0.40,Fe:0.30?0.50,Cr:0.15?0.30,Cu或Bi或Ge:0.01?0.10,Si或S:0.002?0.03,O:0.06?0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr?Sn?Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,合金性能满足核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能,在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金

    公开(公告)号:CN103898366B

    公开(公告)日:2016-08-10

    申请号:CN201210579001.7

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:1.10-1.40,Fe:0.10-0.30,Cr:0.01-0.20或V:0.01-0.20两种元素中的至少一种,Cu或Sb或Bi或Ge:0.002-0.1,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核动力反应堆用锆合金
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898369A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210579084.X

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力反应堆用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40-0.60,Nb:0.40-0.60,Fe:0.30-0.40,Cr或V:0.05-0.15,Sb或Ge:0.002-0.10,Si或S:0.002-0.02,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,本发明提供的合金性能,满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。这种合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核燃料组件用锆基合金

    公开(公告)号:CN103898368A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210579029.0

    申请日:2012-12-27

    Abstract: 本发明涉及一种核燃料组件用锆基合金,本发明属于按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:0.60-0.85,Fe:0.20-0.40,V或Ta或Cr:0.002-0.15,Si或S:0.002-0.015,Cu或Bi:0.002-0.1,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,本发明提供的合金性能,满足压水反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核动力用锆合金
    7.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898363A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210578429.X

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: C22C16/00 C22F1/186 G21C3/07 G21C13/02 Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.60-1.00,Nb:0.80-1.10,Fe:0.10-0.40,Cu或Bi或Ge:0-0.1,Si或S:0-0.03,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能,提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    沸腾、强腐蚀性溶液环境下电化学腐蚀试验装置及其应用

    公开(公告)号:CN113848174B

    公开(公告)日:2023-11-10

    申请号:CN202111192897.9

    申请日:2021-10-13

    Abstract: 本发明公开了沸腾、强腐蚀性溶液环境下电化学腐蚀试验装置及其应用,试验装置包括试验容器,试验容器上设置试样支持体接口、参比电极接口、辅助电极接口、蒸汽循环减压器接口,试样支持体接口、参比电极接口、辅助电极接口、蒸汽循环减压器接口分别安装有工作电极试样支持体、参比电极支持体、辅助电极和蒸汽循环减压器;工作电极试样支持体和参比电极支持体均设置了冷却单元,对工作电极试样支持体的导线进行了隔热处理。本发明有效解决了高温、强腐蚀介质环境下因密封件破坏导致电化学信号短路的问题,通过双冷凝回路串联设计,有效解决了装置内压力过大和参比电极冷却问题,并结合磨口接口设计、蒸汽循环减压器,实现了测量装置密封问题。

    一种核反应堆用高硬度包覆层及其制备方法

    公开(公告)号:CN110184604A

    公开(公告)日:2019-08-30

    申请号:CN201910554773.7

    申请日:2019-06-25

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用高硬度包覆层,所述包覆层用于沉积在核反应堆用基体材料外表面上,包覆层由内向外依次包括Cr沉积层和CrN硬化层。上述包覆层的制备方法,采用物理气相沉积法、热喷涂法、冷喷涂法、激光熔覆法、电镀法或化学气相沉积法,优选采用物理气相沉积法中的电弧离子镀。在锆合金基体材料上涂覆上述包覆层获得的包壳材料具有良好的抗高温氧化和耐磨损性能,是一种有发展前景的耐事故燃料包壳材料,且以N36合金为基体的包壳材料具有良好的高温力学能。

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