锆合金(zirconiumalloys)

以锆为基添加其他元素组成的合金，是一类广泛用于核反应堆的难熔金属材料。锆合金具有优良的力学性能，好的可加工性和焊接性，在300～4。0℃的高温高压水和蒸汽中具有良好的耐蚀性能，热中子吸收截面小和对核燃料相容性好等特性，是理想的核反应堆堆芯结构材料。对核反应堆用锆合金中的杂质含量有严格要求，其中大部分金属杂质元素(钴、铜、镁、锰、钼、钛、钒)要求在50×10“以下，热中子吸收截面很大的元素硼、镉不得超过0.5×10。严重损害耐蚀性能的氮不得高于80×10，能导致材料变脆的氢不得高于25×10一。

中国于20世纪60年代初开始研制锆合金，现已形成工业规模的核工业用锆材生产体系，满足核电动力发展的需要。核工业用锆合金的铸锭、无缝管、棒材和线材的中国国家标准分别为GB8767—88、GB8’768—88和GB8769—88。

分类工业规模生产的核反应堆用锆合金主要有两个系列，锆锡系和锆铌系。反应堆常用的几种锆合金的主要元素含量列于表。

Zr一2和Zr一4合金是使用量最多的锆合金。Zr一4合金中不含镍，而适当增加铁的含量，此合金腐蚀过程的吸氢量仅为Zr一2合金的一半左右。通常Zr一2合金用于沸水堆，Zr一4合金用于压水堆。为了提高Zr一4合金的抗腐蚀性能，80年代法国对Zr一4合金成分进行了调整，将锡含量控制在1．2％～1．5％，Fe、Cr含量控制在上限，称低锡Zr一4合金，抗腐蚀性能明显优于原Zr一4合金。同时，美国研制出了抗腐蚀性能更为优异的zr一1.0Sn一1．0Nb一0．1Fe的ZIRL0新锆合金，腐蚀性能比zr一4降低67％，辐照蠕变降低20％，效果明显，已在高燃耗压水堆运行使用。zr一2.5Nb合金是重水堆压力管的材料，Excel合金是强度较高、抗蠕变性能好的一种新的压力管材料，zr一1Nb和Ozhennite—0.5合金在前苏联用作轻水冷却反应堆的结构和包壳材料，A．T．R．锆合金在二氧化碳冷却反应堆上使用。

制备方法 锆合金主要用在核反应堆上，反应堆对锆合金构件的要求是尺寸精度高，显微组织均匀，性能稳定。反应堆中应用最多的为无缝管，其主要加工工序为：配制自耗电极、真空电弧炉熔炼、锻造、热挤压、冷轧、退火、精整和检验。

电极制备 将添加元素制成锆的中间合金，再以块、片屑的形式与海绵锆一起用模子压制成单块合金电极，压制压力为323～470MPa，电极密度高于5．7×10³kg/m³，再把单块合金电极在氩气保护下对焊成所需长度的电极。

真空自耗电弧熔炼这是锆合金工业生产的最普遍的方法。采用合适的新旧料搭配比例和合理的熔炼制度才能得到高质量的铸锭。

铸锭锻造开坯 经超声探伤合格的铸锭一般在电炉内加热，为减轻合金的污染，可采用玻璃粉涂层保护，加热温度820～980℃。一般在β相区进行。每火最大变形量可达70％以上，第一火终锻温度不能低于700℃，以后终锻温度可为550～600℃。

热挤压 为避免在空气中加热时合金被空气污染和粘模，坯料在挤压前要包铜。挤压锭坯加热温度比热轧和二次锻造温度要低，一般为650～780℃。主要挤压工艺参数为：挤压比7～25，挤压速度8～30mm／s，润滑剂用石墨乳和二硫化钼，挤压模具尺寸d_模孔 。

管材冷轧锆合金的一道次冷变形率为20％～70％，两次退火间的总冷变形率为40％～75％。锆合金在冷加工中易形成织构，锆合金管的织构对其强度、蠕变性能、氢化物取向和辐照生长等有重要影响。反应堆中使用的燃料包壳管通常要求近径向基极织构，即锆gao六方点阵的C轴基本上平行于管子的直径方向。一般，当最终冷加工工序的壁厚减薄率与直径收缩率之比大于1时，易得到这种织构取向。轧制锆合金管材时，除考虑变形程度外，还必须考虑这个比值。

退火 冷加工材的退火必须在真空中进行，真空度应高于1×10^-2Pa，中间退火温度为580～750℃，成品退火温度为475～700℃。

检验在生产反应堆用锆合金包壳管和压力管的过程中，要进行十分严格的检验。每批产品除做常规的化学成分、力学性能、尺寸精度和腐蚀性能等项检验外，每根管子都需通过无损探伤检验。

zr一2．5Nb合金主要用作天然铀重水堆的压力管材料，其典型生产工艺流程为：