一種核燃料組件用鋯基合金的制作方法
【專利摘要】本發(fā)明涉及一種核燃料組件用鋯基合金，本發(fā)明屬于按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成：Sn：0.10-0.40，Nb：0.60-0.85，F(xiàn)e：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，余量為鋯。本發(fā)明在Zr-Sn-Nb合金基礎(chǔ)上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并選擇了適當(dāng)?shù)慕M分含量，既改善了合金的耐腐蝕性能，又改善了合金的力學(xué)性能及抗輻照性能，本發(fā)明提供的合金性能，滿足壓水反應(yīng)堆高燃耗對(duì)堆芯結(jié)構(gòu)材料的要求。由這種原型合金制備的合金材料提高了在堆外純水特別是在氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性能。通過(guò)【具體實(shí)施方式】中的試驗(yàn)檢測(cè)結(jié)果，可以認(rèn)為這些合金在反應(yīng)堆內(nèi)使用具有更優(yōu)良的耐均勻腐蝕性能、較高的抗蠕變和疲勞特性、抗輻照生長(zhǎng)性能。
【專利說(shuō)明】一種核燃料組件用鋯基合金
【技術(shù)領(lǐng)域】
[0001]本發(fā)明屬于特種合金材料【技術(shù)領(lǐng)域】，具體涉及一種核燃料組件用鋯基合金。
【背景技術(shù)】
[0002]鋯合金由于具有中子吸收截面低、優(yōu)良的抗腐蝕性能和力學(xué)性能等優(yōu)點(diǎn)而被廣泛用作核動(dòng)力反應(yīng)堆燃料元件包殼及其他堆內(nèi)構(gòu)件。在壓水反應(yīng)堆的發(fā)展過(guò)程中，燃料設(shè)計(jì)對(duì)反應(yīng)堆堆芯結(jié)構(gòu)部件，如燃料元件包殼、格架、導(dǎo)向管等，提出了很高的要求，早期，這些部件通常由Zr-4合金制成。高燃料燃耗的設(shè)計(jì)，要求延長(zhǎng)這些部件在堆內(nèi)的停留時(shí)間和提高冷卻劑溫度，從而使得鋯合金部件面臨著更為苛刻的腐蝕環(huán)境，這些高要求促進(jìn)了改善Zr-4合金的耐腐蝕性能的研究，推動(dòng)了對(duì)具有更優(yōu)良的耐腐蝕性能的新型鋯合金的開發(fā)。
[0003]針對(duì)核動(dòng)力技術(shù)發(fā)展對(duì)燃料包殼提出的高要求，國(guó)際上展開了新型鋯合金的研究。如在第十屆鋯合金國(guó)際研討會(huì)上，GEORGE P.SABOL報(bào)告了“ZIRL0和Zr-4合金的堆內(nèi)腐蝕行為，，(“ In-Reactor Corrosion Performance of ZIRLO andZircaloy-4，，，Zirconiumin the Nuclear Industry:Tenth International Symposium, ASTM STP 1245,A.M.Gardeand E.R.Bradley, Eds.，American Society for Testingand Materials, Philadelphia,1994，pp.724-744)，展示了 ZIRLO比Zircaloy-4具有更好的堆內(nèi)耐腐蝕性能。在第十一屆鋯合金國(guó)際研討會(huì)上 俄羅斯的Nikulina，A.V.報(bào)告了 “用作VVER和RBMK堆芯燃料棒包殼和部件材料的 E635 錯(cuò)合金”(“Zirconium Alloy E635 as a Material for FuelRod Cladding and OtherComponents of VVER and RBMK Cores”，Zirconium in theNuclear Industry:Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, E.R.Bradleyand G.P.Sabolj Eds., American Society for Testing and Materials, Philadelphia，1996，pp.785-804)，公布了 E635 的成分為 Zr-1.0 ~1.4wt%Nb-0.9 ~1.lwt%Sn-0.3 ~0.5wt%Fe，該合金的堆外性能優(yōu)于Zircaloy-4和EllO合金。在第十二屆錯(cuò)合金國(guó)際研討會(huì)上法國(guó)的Jean-Paul Mardon報(bào)告了 “成分和制造工藝對(duì)M5合金堆內(nèi)外性能的影響，，(“Influence of Composition and Fabrication Process on Out-of-Pileand In-PileProperties of M5 Alloy, Zirconium in the Nuclear Industry:TwelfthInternationalSymposiumj ASTM STP 1354，Sabol，G，P，Moan，G.D.，Eds.，American SocietyforTesting and Materials, West Conshohockenj 2000，pp.505~524)，公布了在高燃耗下O 65GWd)耐腐蝕性能優(yōu)于Zircaloy-4的M5合金(Zr-lNb-O)。在第十六屆錯(cuò)合金國(guó)際研討會(huì)上美國(guó)的A.M.Garde報(bào)告了“壓水堆用先進(jìn)錯(cuò)合金”(“Advanced Zirconium Alloyfor PWR Application, Zirconium in the NuclearIndustry: sixteenth InternationalSymposium, ASTM STP 1529，2010，pp.784~826)，公布了堆內(nèi)外性能優(yōu)于 ZIRLO 合金的 X5A合金(Zr-0.5Sn-0.3Nb_0.35Fe_0.25Cr)0
[0004]已有研究表明，現(xiàn)有鋯合金中成分的配比并不一定在最優(yōu)范圍內(nèi)，如將ZIRLO合金中的Sn含量降低后，其耐腐蝕性能進(jìn)一步提高(Yuehj H.K.，Kesterson, R.L., Comstock, R.J., et al., Improved ZIRLOTM cladding performancethrough chemistryand process modifications.Zirconium in the Nuclear Industry:FourteenthInternational Symposium, ASTM STP1467, 2004, pp.330-346.);在 Zr-Nb 合金中添加微量的Cu (0.05wt%)后形成的HANA-6合金也具有非常優(yōu)良的耐腐蝕性能(Park J.Y.，Choi, B.K., Yoo, S.J.Jeong Υ.Η., Corrosion behaviorand oxide properties of Zr - 1.lwt%Nb -0.05wt%Cu alloy, J.Nucl.Mater.，359 (2006) 59 - 68.) ；M5 合金在堆內(nèi)運(yùn)行過(guò)程中出現(xiàn)了燃料棒或燃料組件彎曲以及抗輻照生長(zhǎng)性能差等異?，F(xiàn)象，因此法國(guó)在M5合金成分基礎(chǔ)上添加了少量的Sn及Fe，在保持合金優(yōu)良耐腐蝕性能基礎(chǔ)上大幅改善了合金的力學(xué)性能，尤其是蠕變及輻照生長(zhǎng)性能。因此，在現(xiàn)有鋯合金的基礎(chǔ)上優(yōu)化合金成分配比或者添加其它合金元素還可開發(fā)出耐腐蝕性能更加優(yōu)良的鋯合金，以滿足燃耗不斷提高的需要。
[0005]在壓水堆中主要考慮鋯合金的均勻腐蝕問(wèn)題，通常認(rèn)為在堆外360°C水溶液和400°C蒸汽中鋯合金腐蝕試驗(yàn)檢驗(yàn)合格的可用于壓水堆，在堆外360°C含鋰水溶液中的試驗(yàn)檢驗(yàn)合格的則更適用于在壓水堆高鋰濃度工況中。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0006]本發(fā)明要解決的技術(shù)問(wèn)題是提供一種新穎的、具有良好耐腐蝕性能的用于核反應(yīng)堆堆芯結(jié)構(gòu)材料的鋯基合金。
[0007]為了實(shí)現(xiàn)這一目的，本發(fā)明采取的技術(shù)方案是:
[0008]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，O:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余
量為錯(cuò)。
[0009]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0010]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，Si 或 S:0.002-0.015，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0011]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，Cu 或 Bi:0.002-0.1，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0012]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.80，F(xiàn)e:0.2-0.4，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，Cu 或 Bi:0.002-0.1，O:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
[0013]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，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，余量為鋯。
[0014]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.8 5，F(xiàn)e:0.2-0.4，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，Si 或 S:0.002-0.015，Cu 或 Bi:0.002-0.1,0:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
[0015]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.25，Nb:0.70，F(xiàn)e:0.35，Si 或 S:0.01，V 或 Ta 或 Cr:0.1, Cu 或 Bi:0.01，O:0.12，C:小于 0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0016]如上所述的一種核燃料組件用鋯基合金的制備方法，包括以下步驟:
[0017](I)將鋯合金中的各種組分按照合金組分的配方量進(jìn)行配料；
[0018](2)在真空自耗電弧爐中進(jìn)行熔煉，制成合金鑄錠；
[0019](3)將合金鑄錠在900° C - 1080° C的β相區(qū)鍛造成所需形狀的坯材；
[0020](4)將坯材在1000° C - 1100° C的β相區(qū)加熱均勻化，并進(jìn)行淬火處理；
[0021](5)將淬火后的坯材在600° C - 650° C的α相區(qū)進(jìn)行熱加工；
[0022](6)將熱加工后的坯材進(jìn)行冷加工，并在550° C — 620° C進(jìn)行中間退火；
[0023]( 7)在460° C 一 600° C內(nèi)進(jìn)行消除應(yīng)力退火或再結(jié)晶退火處理，得到所述鋯合金材料。
[0024]本發(fā)明在Zr-Sn-Nb合金基礎(chǔ)上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并選擇了適當(dāng)?shù)慕M分含量，尤其是對(duì)于Sn、Nb、Fe、Cr和V或Ta等的添加量控制，既改善了合金的耐腐蝕性能，又改善了合金的力學(xué)性能及抗輻照性能，本發(fā)明提供的合金性能，滿足壓水反應(yīng)堆高燃耗對(duì)堆芯結(jié)構(gòu)材料的要求。由這種原型合金制備的合金材料提高了在堆外純水特別是在氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性能。通過(guò)【具體實(shí)施方式】中的試驗(yàn)檢測(cè)結(jié)果，可以認(rèn)為這些合金在反應(yīng)堆內(nèi)使用具有更優(yōu)良的耐均勻腐蝕性能、較高的抗蠕變和疲勞特性、抗輻照生長(zhǎng)性能。
【具體實(shí)施方式】
[0025]下面通過(guò)【具體實(shí)施方式】對(duì)本發(fā)明作更為詳細(xì)的說(shuō)明。
[0026]對(duì)用于核反應(yīng)堆的鋯合金材料來(lái)講，合金的耐腐蝕性能是首要考慮的因素，在此基礎(chǔ)上生產(chǎn)成本及可加工性是選擇合金元素時(shí)要考慮的，因此，需要詳細(xì)研究每一合金元素對(duì)耐腐蝕性、機(jī)械性能及蠕變行為的影響及合金體系及每種合金元素的用量范圍。本發(fā)明所述的鋯基合金，具有更優(yōu)良的耐均勻和癤狀腐蝕性能、具有較高的抗蠕變和疲勞特性、具有抗輻照生長(zhǎng)性能，具體情況如下:
[0027](1)鋯(Zr)
[0028]通過(guò)對(duì)中子吸收因素的考慮，本發(fā)明選擇鋯作為基本元素，同時(shí)也考慮添加到基本鋯中其他合金元素的中子吸收情況。
[0029](2)錫(Sn)
[0030]錫能夠穩(wěn)定鋯的α-相，能增加其強(qiáng)度，并能抵消氮對(duì)腐蝕的有害作用。當(dāng)錫用量少時(shí)，不能達(dá)到所需的效果。本發(fā)明中Sn添加含量在0.10-0.40重量其能夠保證合金具有優(yōu)良的耐腐蝕性能和良好的力學(xué)性能。
[0031](3)鈮(Nb)
[0032]鈮能夠穩(wěn)定鋯的β_相，鈮對(duì)鋯有較高的強(qiáng)化作用。鈮用量過(guò)多對(duì)熱處理敏感。本發(fā)明中Nb添加含量在0.60-0.85重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能和良好的力學(xué)性能。
[0033](4)鐵(Fe)
[0034]鐵能夠改進(jìn)合金耐腐蝕性和力學(xué)性能，但鐵的用量過(guò)多或過(guò)少都會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中Fe添加的含量在0.30-0.50重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0035](5)鉻(Cr)
[0036]鉻能改進(jìn)合金耐腐蝕性和力學(xué)性能，但用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中添加的鉻含量小于0.15重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0037](6)釩(V)
[0038]釩能改進(jìn)合金耐腐蝕性和力學(xué)性能，但用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中添加的釩含量小于0.15重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0039](7)鉭(Ta)
[0040]鑰能改進(jìn)合金耐腐蝕性和力學(xué)性能，但用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中添加的鉭含量小于0.15重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0041](8)銅(Cu)
[0042]銅能改進(jìn)合金耐腐蝕性能，但用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中添加的銅含量小于0.1重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0043](9)鉍(Bi)
[0044]鉍均改進(jìn)合金耐腐蝕性能，但用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中添加的鉍含量小于0.1重量％，其能夠保證合金在純水和氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0045](10)硅(Si)
[0046]硅能夠影響合金析出相的均勻分布，因而硅的用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中將添加的硅含量小于0.02重量％，其能夠保證合金在氫氧化鋰水溶液中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0047](11)硫(S)
[0048]在合金中添加適量的S能提高合金蠕變強(qiáng)度，同時(shí)改進(jìn)合金的抗腐蝕性能。但硫的用量過(guò)多會(huì)有不利的影響。本發(fā)明中將添加的硫含量小于0.02重量％，其能夠保證合金高溫水蒸氣中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0049](12)氧(O)
[0050]氧能夠穩(wěn)定鋯的α-相，合金中添加氧能提高屈服強(qiáng)度。本發(fā)明中氧添加的含量在0.06-0.15重量％，其能夠保證合金具有足夠的機(jī)械性能和抗蠕變性能。氧含量的增加，大大降低了材料加工過(guò)程中的控制難度。
[0051](13)碳(C)
[0052]合金中的碳作為不可避免的雜質(zhì)元素存在且含量較高時(shí)，會(huì)降低合金的抗腐蝕性能。本發(fā)明中C的重量百分比小于0.008%，其能夠保證合金在高溫水和蒸汽中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0053](14)氮(N)
[0054] 合金中的氮作為不可避免的雜質(zhì)元素存在且含量較高時(shí)，會(huì)降低合金的抗腐蝕性能。本發(fā)明中N的重量百分比小于0.006%，其能夠保證合金在高溫水和蒸汽中具有優(yōu)良的耐腐蝕性能。
[0055]具體的，本發(fā)明的技術(shù)方案為:
[0056]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，O:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余
量為錯(cuò)。
[0057]—種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0058]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，Si 或 S:0.002-0.015，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0059]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，Cu 或 Bi:0.002-0.1，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0060]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.80，F(xiàn)e:0.2-0.4，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，Cu 或 Bi:0.002-0.1，
O:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
[0061]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，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，余量為鋯。
[0062]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.2-0.4，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，Si 或 S:0.002-0.015，Cu 或 Bi:0.002-0.1,0:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
[0063]一種核燃料組件用鋯基合金，按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.25，Nb:0.70，F(xiàn)e:0.35，Si 或 S:0.01，V 或 Ta 或 Cr:0.1, Cu 或 Bi:0.01，O:0.12，C:小于 0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
[0064]表1為本發(fā)明所提供合金的組成，表中14*和15*分別為Zr-4和N36合金組成及相應(yīng)的試驗(yàn)檢驗(yàn)結(jié)果，表1中各含量為相應(yīng)組分在合金中的重量百分比。
[0065]表1本發(fā)明所提供合金組成
[0066]
【權(quán)利要求】
1.一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，O:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為錯(cuò)。
2.一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，O:0.06-0.15, C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
3.一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，Si 或 S:0.002-0.015，O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
4.一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，Cu 或 Bi:0.002-0.1, O:0.06-0.15，C:小于0.008，N:小于0.006，余量為鋯。
5.一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.80，F(xiàn)e:0.2-0.4，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，Cu 或 B1:0.002-0.1，O:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
6.一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.30-0.50，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，余量為鋯。
7.一種核燃料組件用 鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.10-0.40，Nb:0.60-0.85，F(xiàn)e:0.20-0.40，V 或 Ta 或 Cr:0.002-0.15，Si 或 S:0.002-0.015，Cu 或 Bi:0.002-0.1,0:0.06-0.15，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
8.如權(quán)利要求1所述的一種核燃料組件用鋯基合金，其特征在于:按重量百分含量計(jì)，由下列成分組成:Sn:0.25，Nb:0.70，F(xiàn)e:0.35，Si 或 S:0.01，V 或 Ta 或 Cr:0.1，Cu 或 B1:0.01，O:0.12，C:小于 0.008，N:小于 0.006，余量為鋯。
9.如權(quán)利要求1~8中任一項(xiàng)權(quán)利要求所述的一種核燃料組件用鋯基合金的制備方法，其特征在于，包括以下步驟: (I)將鋯合金中的各種組分按照合金組分的配方量進(jìn)行配料； (2 )在真空自耗電弧爐中進(jìn)行熔煉，制成合金鑄錠； (3)將合金鑄錠在900°C - 1080° C的β相區(qū)鍛造成所需形狀的坯材； (4)將坯材在1000°C - 1100° C的β相區(qū)加熱均勻化，并進(jìn)行淬火處理； (5)將淬火后的坯材在600°C — 650° C的α相區(qū)進(jìn)行熱加工； (6)將熱加工后的坯材進(jìn)行冷加工，并在550°C - 620° C進(jìn)行中間退火； (7)在460°C — 600° C內(nèi)進(jìn)行消除應(yīng)力退火或再結(jié)晶退火處理，得到所述鋯合金材料。
【文檔編號(hào)】C22C16/00GK103898368SQ201210579029
【公開日】2014年7月2日 申請(qǐng)日期:2012年12月27日 優(yōu)先權(quán)日:2012年12月27日
【發(fā)明者】楊忠波, 趙文金, 戴訓(xùn), 陳亮, 楊曉雪, 王朋飛, 徐春容, 邱軍, 劉鴻, 王世忠, 易偉 申請(qǐng)人:中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院