一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金

摘要

本发明公开了一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb0.25%～0.4%、Fe0.3%～0.45%、Cr0.2%～0.3%、S30ppm～100ppm、O600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Nb与Fe的重量比≤1，Fe与Cr的重量比为1.4～1.6:1。本发明对传统的Zr-Nb合金配方进行优化设计，不仅提高了锆合金的耐腐蚀性能，而且提高了合金的蠕变性能，焊接性能等，合金的综合性能优异，满足核压水反应堆结构材料的要求。

主权项

一种用作核压水反应堆结构材料的锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.3%、Fe 0.35%、Cr 0.25%、S 50ppm、O  600～1200ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，所述锆合金的制备方法为：将熔炼所需的各种组元素按照配方比例均匀混合，压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行熔炼，熔炼3次，制成成分分布均匀的合金铸锭；然后将合金铸锭在900~1000℃的β相区锻造成所需形状的坯料；接着在980~1050℃的β相区均固溶处理，然后淬火处理；然后在550~750℃范围内对淬火后的坯料进行热加工，热加工后的坯料经多次冷加工和在500~600℃范围内进行中间退火，直至加工成所需型材；最后，在550℃~630℃范围内进行再结晶退火，得到成品锆合金。