[发明专利]锆基合金管材制造方法在审

专利信息
申请号: 201980044246.X 申请日: 2019-12-26
公开(公告)号: CN113316490A 公开(公告)日: 2021-08-27
发明(设计)人: V·V·诺维科夫;A·A·卡巴诺夫;A·V·尼库林娜;V·A·马基洛夫;M·N·沙布林;N·K·菲拉托娃;V·N·索洛维夫;K·V·奥奇梅戈夫;S·V·奇内金;S·V·卢齐茨基;A·G·兹甘辛 申请(专利权)人: TVEL股份公司
主分类号: B21B37/00 分类号: B21B37/00;C22C16/00;C21D8/10
代理公司: 北京市中咨律师事务所 11247 代理人: 吴鹏;张鲁滨
地址: 俄罗斯联*** 国省代码: 暂无信息
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摘要:
搜索关键词: 合金 管材 制造 方法
【说明书】:

本发明涉及核工程领域,并且涉及由锆合金生产管状产品,其可以用作水冷核反应堆堆芯中的结构元件。本发明的由锆基合金生产管状产品的方法包括通过真空电弧重熔熔化铸锭,机械处理铸锭,加热铸锭,对铸锭进行多级热锻以生产锻造工件,随后对锻造工件进行机械处理以生产具有圆形轮廓的坯料,生产管状坯料,对其进行淬火和回火,对管状坯料施加保护涂层并将其加热至热压温度,热压,去除保护涂层,进行真空热处理,并进行多道次冷轧以生产管状产品,其中在每个冷轧道次之后进行真空热处理,并在最终尺寸下进行最终真空热处理,随后进行精整操作。技术效果是在热加工和冷加工过程的所有步骤中提供材料的可加工性,以及提供具有高强度特性和良好耐腐蚀性的管状产品。

技术领域

本发明涉及核技术领域,尤其是涉及一种锆合金管材制造方法,所述管材用作水冷核反应堆堆芯的结构元件,特别是用于水-水型和PWR型核压水反应堆。

背景技术

锆合金的热中子吸收截面非常小,并具有良好的物理和力学性能,即:因此核反应堆芯的结构元件。对反应堆堆芯用锆合金制成的元件在高温水及蒸汽应力下抗腐蚀性能、吸氢性能、强度、辐照生长、热蠕变和辐照热蠕变提出了更高的要求。该材料还必须具备很高的技术性能。用该合金制成的产品的性能和可制造性不仅取决于合金成分,还取决于其制备方法,包括冶炼铸锭,冷热加工,对中间的尺寸和成品尺寸所进行的的热处理方式以及精加工操作。

现有“用锆合金制造管状产品的方法(可选)”RU2123065C1(1997年3月12日出版,C22F/1/18等级),其中多组分锆合金的制备包括如下步骤:合金锭的初步热变形、通过热加工得到管坯成型(挤压)、淬火、机械加工并回火、冷成型,中间有热加工、然后最终退火。

该方法的缺点是,在热挤压之前,管坯上没有涂覆保护涂层,这会导致金属在制造过程中发生氧化,降低管材生产的工艺性;不包括精加工处理,用于去除管材表面上所残留的生产污染物并降低表面粗糙度,导致产品的耐腐蚀性的降低。

现有“用锆合金生产产品的方法”RU 2110600C1(1998年5月10日出版,C22F/1/18等级),包括对合金锭进行热成型(挤压)原始坯料,然后中间坯料进行热成型、对切割的量坯料进行淬火和回火、热成型回火、然后冷轧。

该方法的缺点是,在热挤压之前,管坯上没有涂覆保护涂层,这会导致金属在制造过程中发生氧化,降低管材生产的工艺性;不包括精加工处理,用于去除管材表面上所残留的生产污染物并降低表面粗糙度,导致产品的耐腐蚀性的降低。

现有“锆合金管材及其制造方法”RU 2298042C2(2004年4月27日出版,C22F/1/18C21D1/18、C22C16/00等级)。该制造方法包括对挤压的管套进行均质处理、在水中对其进行淬火、消除应力退火、中间和最终退火的双阶段冷轧。

专利的缺点是,在热挤压之前,铸锭上没有涂覆保护涂层,这会导致金属在挤压过程中发生氧化,导致降低管材生产的可制造性。在(α+β)区域使用双阶段冷轧加工并进行最终均质化处理的方法,可以获得高强度的产品,而在(α+β)区域进行退火会在产品结构中产生亚稳态的β-Zr相,对锆合金的腐蚀有负面影响。该技术方案不包括去除管状产品表面残余技术污染物和降低表面粗糙度的精加工操作,从而降低产品的耐腐蚀性。

最接近于该方法的是“生产燃料元件包壳用的,具备高度耐腐蚀性的锆合金及其制造方法”专利(US 2016/0307651A1,出版于2016年10月20日,G21C 3/07、B22D 21/00、B22D 7/00、C22C 16/00、C22F 1/18级)。本专利指出该耐腐蚀锆合金的成分及用其制造燃料元件包层的方法,其中包括:熔炼铸锭、在铸锭上盖上钢质保护套、热轧前对带护套的铸锭进行热处理、热轧、摘下钢质保护套、热轧管坯的热处理、三轮冷轧、每次轧制后的中间热处理和最终热处理。

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