核电站燃料包壳用锆合金

摘要

本发明涉及一种核电站压水堆燃料包壳用锆合金，属锆合金材料技术领域。该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.7%～1.5%Sn，0.05%～0.4%Fe，0.05%～0.3%Cr，0.05%～0.8%Ge，余量为Zr；其Ge含量的优选范围为0.1%～0.5%。本发明的锆合金在360℃/18.6 MPa/0.01M LiOH水溶液中均表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr-4合金，且加工性好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。

主权项

一种核电站燃料包壳用锆合金，其特征在于该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.7%～1.5%Sn，0.05%～0.4%Fe，0.05%～0.3%Cr，0.1%～0.5%Ge，余量为Zr；其制备过程如下：(1) 按合金配方配料，用真空非自耗电弧炉熔炼成约70g重的合金锭，熔炼时充高纯氩气保护，并将合金翻转反复熔炼6次制成合金锭；(2) 将上述合金锭在700℃下进行多次热压，加工制成坯材；(3) 坯材经过去除氧化皮和酸洗后，在真空中经1030～1050℃的β相均匀化处理0.5～1 h后空冷；随后经700℃热轧，热轧后先去除氧化皮、酸洗去除油脂，再在真空中经1030～1050℃的β相均匀化处理0.5～1 h后空冷；(4) 坯材空冷后进行多次冷轧，和多次中间退火；每次冷轧压下量不大于40%，每两次冷轧之间在真空中进行600℃中间退火1h；最后在真空中进行580℃再结晶退火50 h，每次中间退火或再结晶退火前都进行酸洗和去离子水清洗。