一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金

    公开(公告)号:CN110284027B

    公开(公告)日:2020-04-21

    申请号:CN201910721838.2

    申请日:2019-08-06

    Abstract: 一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金,按重量百分比计,由下列成分组成:Sn:0.3‑0.5,Nb:0.2‑0.5,Fe:0.1‑0.4,Cr:0.1‑0.4,V、Ni、Si中的一种或多种元素:0.004‑0.02,O:0.08‑0.16,余量为Zr及其他杂质。本发明通过降低锆合金中Sn和Nb的含量,添加Fe、Cr元素,V、Ni、Si中的一种或多种元素,并调整Fe、Cr、V、Ni、Si等合金元素的含量至适当水平,提高了锆合金在氢氧化锂水溶液中的耐腐蚀性能,将该锆合金置于70ppm含锂水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa腐蚀250天,锆合金的腐蚀增重不大于65mg/dm2,腐蚀速率低于0.260mg/dm2/d。

    一种锆合金包壳管材制备工艺

    公开(公告)号:CN107116339B

    公开(公告)日:2019-12-03

    申请号:CN201710304946.0

    申请日:2017-05-03

    Abstract: 本发明公开了一种锆合金包壳管材制备工艺,解决了现有技术中未见有适用于N36锆合金成品包壳管材制备工艺报道的问题。本发明包括(1)N36锆合金经过熔炼、锻造、淬火后制成挤压锭;(2)挤压锭热挤压成外径为71~79mm、内径为40~50mm的管坯;(3)管坯第一道次轧制成外径为50~60mm、壁厚为10~11.5mm的管坯,轧制后退火;(4)再进行3~4道次冷轧,最后制成包壳管材,相邻两道次冷轧之间进行中间退火;(5)包壳管材最终去应力退火或最终再结晶退火后制成成品管材。本发明具有工艺稳定、成品率高等优点,且制备出的管材具有抗腐蚀性能、拉伸性能、爆破性能、织构、CSR等性能非常优异的优点。

    一种核动力堆芯结构材料用锆基合金

    公开(公告)号:CN105441717B

    公开(公告)日:2017-09-26

    申请号:CN201610001961.3

    申请日:2016-01-06

    Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.1‑0.3%,Nb:1.0‑1.35%,Fe:0.01‑0.15%,V:0.01‑0.2%,Ni或Bi或Ge:0‑0.1%,Mn或Mo:0‑0.1%,O:0.06‑0.15%,C:小于0.008%,N:小于0.006%,余量为Zr及其它杂质。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元素成分,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和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。

    一种核反应堆用锆合金
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898364A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210578575.2

    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用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.70-1.00,Nb:0.20-0.40,Fe:0.30-0.50,Cr:0.05-0.15,Cu或Bi或Ge:0.002-0.1,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,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。

    一种核动力堆芯用锆合金

    公开(公告)号:CN103898361A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210578413.9

    申请日:2012-12-27

    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:0.40-0.80,Nb:0.75-1.10,Fe+Cr:0.20-0.50,Fe/(Nb+Fe):0.20~0.35,Cu或Bi或Ge:0.01-0.1,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系合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,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,从而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。

    用于核反应堆的锆基合金

    公开(公告)号:CN101270426B

    公开(公告)日:2010-06-23

    申请号:CN200810084446.1

    申请日:2008-03-24

    Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金,它含有合金组份如下:Sn,其重量百分比为0.65%~1.20%;Nb,其重量百分比为0.20%~0.45%;Fe,其重量百分比为0.20%~0.40%;Cr,其重量百分比为0.01%~0.20%;O,其重量百分比为0.06%~0.1?5%;Ni、Mo或V中的一种或多种,其重量百分比为0.002%~0.20%;C,其重量百分比小于0.015%;N,其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。

    用于核反应堆的锆基合金

    公开(公告)号:CN101270426A

    公开(公告)日:2008-09-24

    申请号:CN200810084446.1

    申请日:2008-03-24

    Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金,它含有合金组份如下:Sn,其重量百分比为0.65%~1.20%;Nb,其重量百分比为0.20%~0.45%;Fe,其重量百分比为0.20%~0.40%;Cr,其重量百分比为0.01%~0.20%;O,其重量百分比为0.06%~0.15%;Ni、Mo或V中的一种或多种,其重量百分比为0.002%~0.20%;C,其重量百分比小于0.015%;N,其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。

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