CN108907509A - 一种用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料及其制备方法和应用 - Google Patents
一种用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料及其制备方法和应用 Download PDFInfo
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Abstract
一种用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr‑Ni钎料及其制备方法和应用,本发明涉及一种Zr‑Ni钎料及其制备方法和应用。本发明为了解决现有的用于反应堆Zr4合金结构件钎焊的钎料中Be元素具有剧毒的问题。本发明Zr‑Ni钎料按质量比由82%~84%的Zr和余量的Ni制备而成。制备方法:称取原料并清洗和烘干,然后置于坩埚中;进行电弧熔炼,切割成片,即完成。本发明Zr‑Ni钎料与Zr‑Be钎料熔点相近,能够降低钎焊温度,钎料中Ni元素无毒,更容易加工生产及使用。本发明Zr‑Ni钎料适用于焊接Zr4合金。
Description
技术领域
本发明涉及一种Zr-Ni钎料及其制备方法和应用。
背景技术
近年来,随着全球经济的快速发展,煤、石油、天然气等化石能源大量消耗,由此引起的能源危机已引起广泛关注。而核能作为安全、清洁、经济且可以大规模利用的能源形式,在全球范围内逐渐被认可,为解决能源问题带来了希望。在过去的几十年中,各国都在大力发展核电技术,反应堆的结构也在不断的优化。在目前的水冷反应堆中,Zr4合金是十分重要的堆芯结构材料,它具有热中子吸收截面小、热导率高、力学性能适中等优势,常被用作燃料棒包壳、导向管燃料元件定位支架等。而由于反应堆结构对构件尺寸精度及形状有着的较高要求,因此常用焊接结构。对于这些的焊接结构,高温钎焊不仅可以保持其精度要求,并且适合大规模应用,拥有明显的技术优越性。
在钎焊技术中,钎料的选择是尤为重要的。对于反应堆中的Zr4合金焊接结构件,通常采用Zr基钎料,目的是使焊缝组织与Zr4合金母材保持相似的耐辐照性及耐腐蚀性。目前广泛应用于反应堆Zr4合金结构件钎焊的钎料为Zr-Be钎料,其共晶点成分的熔点为965℃,钎焊温度在1000℃左右。但是由于Be具有剧毒,所以在操作过程中需要特殊的技术,并且Be的脆性较高,对钎料的加工过程及接头的力学性能也有不利影响。
新型的Zr基钎料也在不断研发中,如Zr-50Ag钎料、Zr-29Mn钎料、Zr-24Zn钎料等,这几种钎料具有与母材近似的耐腐蚀性,但是这三种钎料的熔点均高于Zr-Be钎料,所以采用这三种钎料进行钎焊时需要更高的钎焊温度,分别为Zr-50Ag:1420℃,Zr-29Mn:1280℃,Zr-24Sn:1730℃。过高的钎焊温度会导致Zr合金晶粒长大,使强度降低和塑性变差。
发明内容
本发明为了解决现有的用于反应堆Zr4合金结构件钎焊的钎料中Be元素具有剧毒的问题,提出一种用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料及其制备方法和应用。
本发明用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料按质量百分比由82%~84%的Zr和余量的Ni制备而成。
上述用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法按照以下步骤进行:
一、按照元素的质量百分比称取82%~84%的金属Zr和余量的金属Ni作为原料,原料清洗并烘干,然后置于电弧熔炼炉的铜坩埚中;
所述原料清洗时采用的清洗剂为酒精;
二、电弧熔炼炉洗气处理;
①、首先将电弧熔炼炉抽真空至(0.9~1)×10-1Pa,然后通入氩气至真空度为0.9~1MPa;
②、重复步骤①操作2~4次,最后通入氩气至真空度为4.5~5MPa;
三、进行电弧熔炼3~4次,在电弧熔炼过程中进行磁力搅拌,得到钎料合金铸锭,最后将钎料合金铸切割成片并用砂纸打磨,即得到钎料片;所述砂纸为600#砂纸;
所述电弧熔炼时的电流190~200A,每次熔炼时间为30~40s;
上述用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料在Zr4合金焊接中的应用;
所述用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法具体按照以下步骤进行:
一、首先依次用200#、400#、600#、800#的砂纸打磨Zr4合金待焊面,然后将钎料片和打磨后的Zr4合金置于丙酮中超声清洗15~25min并烘干;最后将钎料片置于两个Zr4合金待焊面之间并用胶水粘接,得到待焊件;所述胶水为有机胶水;有机胶水为羟乙基纤维素;
二、将待焊件置于模具中,将模具置于真空炉中;将真空炉抽真空至真空度为6×10-3Pa;
三、首先将真空炉的温度升温至290~310℃并保温25~35min;然后将真空炉升温至1000~1030℃并保温5~15min,保温结束后以4.5~5℃/min的降温速率将待焊件温度降至290~310℃,最后随炉冷却至室温,即完成;
其中,将真空炉的温度升温至290~310℃并保温25~35min的目的是使胶水充分挥发,保证连接过程无污染;
所述将真空炉的温度升温至290~310℃时的升温速率为9~11℃/min;所述将真空炉升温至1000~1030℃时的升温速率为9~11℃/min;所述模具为石墨模具。
本发明原理及有益效果为:
一、本发明Zr-Ni钎料中Zr与Ni元素均具有较低的热中子吸收截面及良好的耐腐蚀性,可以满足反应堆内环境对材料耐辐照及耐腐蚀性能的要求;
二、本发明Zr-Ni钎料中Ni的含量为16~18%时,钎料的液相线温度为960~980℃,与Zr-Be钎料熔点相近;与Zr-50Ag钎料、Zr-29Mn钎料和Zr-24Zn钎料相比能够降低钎焊温度,避免晶粒长大造成的母材性能下降;
三、本发明Zr-Ni钎料中Ni元素无毒,与含Be钎料对比,在加工及后续使用时能够减少防护措施的使用,更容易加工生产及使用;同时Ni元素价格较低,可以降低成本。相对于元素Be,元素Ni具有较低的脆性,因此本发明Zr-Ni钎料由于Ni加入能够降低钎料的脆性。本发明Zr-Ni钎焊得到的构件接头处的缩剪切强度最高为301MPa。
附图说明:
图1为实施例1中Zr-Ni钎料的微观组织照片,图中a为Zr基固溶体,b为Zr2Ni;
图2为实施例1中得到的Zr4合金接头的观组织照片,图中c为Zr4,d为Zr2Ni,e为Zr基固溶体。
具体实施方式:
本发明技术方案不局限于以下所列举具体实施方式,还包括各具体实施方式间的任意合理组合。
具体实施方式一:本实施方式用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料按质量百分比由82%~84%的Zr和余量的Ni制备而成。
本实施方式具备以下有益效果:
一、本实施方式Zr-Ni钎料中Zr与Ni元素均具有较低的热中子吸收截面及良好的耐腐蚀性,可以满足反应堆内环境对材料耐辐照及耐腐蚀性能的要求;
二、本实施方式Zr-Ni钎料中Ni的含量为16~18%时,钎料的液相线温度为960~980℃,与Zr-Be钎料熔点相近;与Zr-50Ag钎料、Zr-29Mn钎料和Zr-24Zn钎料相比能够降低钎焊温度,避免晶粒长大造成的母材性能下降;
三、本实施方式Zr-Ni钎料中Ni元素无毒,与含Be钎料对比,在加工及后续使用时能够减少防护措施的使用,更容易加工生产及使用;同时Ni元素价格较低,可以降低成本。相对于元素Be,元素Ni具有较低的脆性,因此本实施方式Zr-Ni钎料由于Ni加入能够降低钎料的脆性。本实施方式Zr-Ni钎焊得到的构件接头处的缩剪切强度最高为301MPa。
具体实施方式二:本实施方式用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法,按照以下步骤进行:
一、按照元素的质量百分比称取82%~84%的金属Zr和余量的金属Ni作为原料,原料清洗并烘干,然后置于电弧熔炼炉的铜坩埚中;
二、电弧熔炼炉洗气处理;
①、首先将电弧熔炼炉抽真空至(0.9~1)×10-1Pa,然后通入氩气至真空度为0.9~1MPa;
②、重复步骤①操作2~4次,最后通入氩气至真空度为4.5~5MPa;
三、进行电弧熔炼3~4次,在电弧熔炼过程中进行磁力搅拌,得到钎料合金铸锭,最后将钎料合金铸切割成片并用砂纸打磨,即得到钎料片。
本实施方式具备以下有益效果:
一、本实施方式Zr-Ni钎料中Zr与Ni元素均具有较低的热中子吸收截面及良好的耐腐蚀性,可以满足反应堆内环境对材料耐辐照及耐腐蚀性能的要求;
二、本实施方式Zr-Ni钎料中Ni的含量为16~18%时,钎料的液相线温度为960~980℃,与Zr-Be钎料熔点相近;与Zr-50Ag钎料、Zr-29Mn钎料和Zr-24Zn钎料相比能够降低钎焊温度,避免晶粒长大造成的母材性能下降;
三、本实施方式Zr-Ni钎料中Ni元素无毒,与含Be钎料对比,在加工及后续使用时能够减少防护措施的使用,更容易加工生产及使用;同时Ni元素价格较低,可以降低成本。相对于元素Be,元素Ni具有较低的脆性,因此本实施方式Zr-Ni钎料由于Ni加入能够降低钎料的脆性。本实施方式Zr-Ni钎焊得到的构件接头处的缩剪切强度最高为301MPa。
具体实施方式三:本实施方式与具体实施方式二不同的是:步骤一所述原料清洗时采用的清洗剂为酒精。其他步骤和参数与具体实施方式二相同。
具体实施方式四:本实施方式与具体实施方式二或三不同的是:步骤三所述砂纸为600#砂纸。其他步骤和参数与具体实施方式二或三相同。
具体实施方式五:本实施方式与具体实施方式二至四之一不同的是:步骤三所述电弧熔炼时的电流190~200A,每次熔炼时间为30~40s。其他步骤和参数与具体实施方式二至四之一相同。
具体实施方式六:本实施方式用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料在Zr4合金焊接中的应用。
本实施方式具备以下有益效果:
一、本实施方式Zr-Ni钎料中Zr与Ni元素均具有较低的热中子吸收截面及良好的耐腐蚀性,可以满足反应堆内环境对材料耐辐照及耐腐蚀性能的要求;
二、本实施方式Zr-Ni钎料中Ni的含量为16~18%时,钎料的液相线温度为960~980℃,与Zr-Be钎料熔点相近;与Zr-50Ag钎料、Zr-29Mn钎料和Zr-24Zn钎料相比能够降低钎焊温度,避免晶粒长大造成的母材性能下降;
三、本实施方式Zr-Ni钎料中Ni元素无毒,与含Be钎料对比,在加工及后续使用时能够减少防护措施的使用,更容易加工生产及使用;同时Ni元素价格较低,可以降低成本。相对于元素Be,元素Ni具有较低的脆性,因此本实施方式Zr-Ni钎料由于Ni加入能够降低钎料的脆性。本实施方式Zr-Ni钎焊得到的构件接头处的缩剪切强度最高为301MPa。
具体实施方式七:本实施方式与具体实施方式六不同的是:用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法按照以下步骤进行:
一、首先依次用200#、400#、600#、800#的砂纸打磨Zr4合金待焊面,然后将钎料片和打磨后的Zr4合金置于丙酮中超声清洗15~25min并烘干;最后将钎料片置于两个Zr4合金待焊面之间并用胶水粘接,得到待焊件;
二、将待焊件置于模具中,将模具置于真空炉中;将真空炉抽真空至真空度为(5.5~6)×10-3Pa;
三、首先将真空炉的温度升温至290~310℃并保温25~35min;然后将真空炉升温至1000~1030℃并保温5~15min,保温结束后以4.5~5℃/min的降温速率将待焊件温度降至290~310℃,最后随炉冷却至室温,即完成。其他步骤和参数与具体实施方式六相同。
具体实施方式八:本实施方式与具体实施方式七不同的是:步骤一所述胶水为有机胶水;有机胶水为羟乙基纤维素。其他步骤和参数与具体实施方式七相同。
具体实施方式九:本实施方式与具体实施方式七或八不同的是:步骤三所述将真空炉的温度升温至290~310℃时的升温速率为9~11℃/min。其他步骤和参数与具体实施方式七或八相同。
具体实施方式十:本实施方式与具体实施方式七至九之一不同的是:步骤三所述将真空炉升温至1000~1030℃时的升温速率为9~11℃/min。其他步骤和参数与具体实施方式七至九之一相同。
采用以下实施例验证本发明的有益效果:
实施例1:
本实施例用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料按质量百分比由83%的Zr和余量的Ni制备而成。
上述用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法按照以下步骤进行:
一、按照元素的质量百分比称取83%的金属Zr和余量的金属Ni作为原料,原料清洗并烘干,然后置于电弧熔炼炉的铜坩埚中;
二、电弧熔炼炉洗气处理;
①、首先将电弧熔炼炉抽真空至10-1Pa,然后通入氩气至真空度为1MPa;
②、重复步骤①操作4次,最后通入氩气至真空度为5MPa;
三、进行电弧熔炼4次,在电弧熔炼过程中进行磁力搅拌,得到钎料合金铸锭,最后将钎料合金铸切割成片并用砂纸打磨,即得到钎料片。步骤一所述原料清洗时采用的清洗剂为酒精。步骤三所述砂纸为600#砂纸。步骤三所述电弧熔炼时的电流200A,每次熔炼时间为35s。
上述用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法按照以下步骤进行:
一、首先依次用200#、400#、600#、800#的砂纸打磨Zr4合金待焊面,然后将钎料片和打磨后的Zr4合金置于丙酮中超声清洗20min并烘干;最后将钎料片置于两个Zr4合金待焊面之间并用胶水粘接,得到待焊件;
二、将待焊件置于模具中,将模具置于真空炉中;将真空炉抽真空至真空度为6×10-3Pa;
三、首先将真空炉的温度升温至300℃并保温30min;然后将真空炉升温至1015℃并保温15min,保温结束后以5℃/min的降温速率将待焊件温度降至300℃,最后随炉冷却至室温,即完成。步骤一所述胶水为羟乙基纤维素。步骤三所述将真空炉的温度升温至300℃时的升温速率为10℃/min。步骤三所述将真空炉升温至1015℃时的升温速率为10℃/min。
图1为实施例1中Zr-Ni钎料的微观组织照片;图1可以看出,Zr-Ni钎料主要由Zr基固溶体及点状Zr2Ni相组成;图2为实施例1中得到的Zr4合金接头的观组织照片;图2中c为Zr4,d为Zr2Ni,e为Zr基固溶体;由图2可以看到接头完整,没有裂纹和孔洞等缺陷。本实施例Zr-Ni钎焊得到的构件接头处的缩剪切强度为301MPa;本实施例Zr-Ni钎料的液相线温度为960℃,与Zr-Be钎料熔点相近,能够降低钎焊温度,避免晶粒长大造成的母材性能下降。
Claims (10)
1.一种用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料,其特征在于:用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料按质量百分比由82%~84%的Zr和余量的Ni制备而成。
2.如权利要求1所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法,其特征在于:该制备方法按照以下步骤进行:
一、按照元素的质量百分比称取82%~84%的金属Zr和余量的金属Ni作为原料,原料清洗并烘干,然后置于电弧熔炼炉的铜坩埚中;
二、电弧熔炼炉洗气处理;
①、首先将电弧熔炼炉抽真空至(0.9~1)×10-1Pa,然后通入氩气至真空度为0.9~1MPa;
②、重复步骤①操作2~4次,最后通入氩气至真空度为4.5~5MPa;
三、进行电弧熔炼3~4次,在电弧熔炼过程中进行磁力搅拌,得到钎料合金铸锭,最后将钎料合金铸切割成片并用砂纸打磨,即得到钎料片。
3.根据权利要求2所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法,其特征在于:步骤一所述原料清洗时采用的清洗剂为酒精。
4.根据权利要求2所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法,其特征在于:步骤三所述砂纸为600#砂纸。
5.根据权利要求2所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料的制备方法,其特征在于:步骤三所述电弧熔炼时的电流190~200A,每次熔炼时间为30~40s。
6.如权利要求1所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料在Zr4合金焊接中的应用。
7.根据权利要求6所述的应用,其特征在于:用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法按照以下步骤进行:
一、首先依次用200#、400#、600#、800#的砂纸打磨Zr4合金待焊面,然后将钎料片和打磨后的Zr4合金置于丙酮中超声清洗15~25min并烘干;最后将钎料片置于两个Zr4合金待焊面之间并用胶水粘接,得到待焊件;
二、将待焊件置于模具中,将模具置于真空炉中;将真空炉抽真空至真空度为(5.5~6)×10-3Pa;
三、首先将真空炉的温度升温至290~310℃并保温25~35min;然后将真空炉升温至1000~1030℃并保温5~15min,保温结束后以4.5~5℃/min的降温速率将待焊件温度降至290~310℃,最后随炉冷却至室温,即完成。
8.根据权利要求7所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法,其特征在于:步骤一所述胶水为有机胶水;有机胶水为羟乙基纤维素。
9.根据权利要求7所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法,其特征在于:步骤三所述将真空炉的温度升温至290~310℃时的升温速率为9~11℃/min。
10.根据权利要求7所述的用于核反应堆堆芯结构钎焊的Zr-Ni钎料焊接Zr4合金的方法,其特征在于:步骤三所述将真空炉升温至1000~1030℃时的升温速率为9~11℃/min。
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