[发明专利]一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种适用于铅铋快堆燃料组件的奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法，属于核材料领域。

背景技术

铅铋冷却快堆是六种第四代反应堆之一，也是加速器驱动次临界系统的主选堆型。根据第四代核能系统国际论坛组织(GIF)2014年发布的最新路线图显示铅基反应堆有望成为最先获得工业示范的第四代堆型。包壳管是堆芯重要屏障，可保证燃料元件的完整性，防止裂变产物逸出，隔离冷却剂与核燃料，因此燃料包壳管的制备技术是铅铋快堆的关键技术。

液态铅铋合金(LeadBismuthEutectic，LBE)具有熔点低、沸点高、导热性好、化学稳定性高、中子学性能优良等特点，已成为ADS系统的散裂靶和冷却剂的主选材料。但是液态铅铋合金对包壳材料具有较强的腐蚀，并且会带来包壳材料力学性能的下降。金属表面涂层是提高材料腐蚀性能的有效手段，国内外也在开展涂层以提高包壳管在液态铅铋的腐蚀性能。但由于涂层的热导率明显低于包壳管，降低了包壳管的导热性能，有可能引起包壳表面温度的升高，影响到包壳的安全运行。另外，铅铋快堆的高能快中子容易引起包壳的辐照肿胀，高的运行温度也会加速包壳力学性能的恶化，还会引起包壳管尺寸精度发生变化。因此铅铋快堆的包壳材料选择和制备是亟待解决的重要问题。

奥氏体不锈钢由于具有较好的高温力学性能、较强的耐腐蚀性能以及良好的抗辐照肿胀性能，因此选为钠冷快堆及超临界水冷堆的包壳材料。中国原子能科学研究院申请的专利(专利授权号：CN101333631B)中详细描述了奥氏体不锈钢包壳管的制备方法，但由于该专利的申请对象是钠冷快堆包壳管，因此该专利产品无法直接用于铅铋冷却快堆中。中国核动力研究设计院的专利(申请号：201110143627.9、201410227245.8)详细介绍了两种超临界水冷堆的奥氏体不锈钢包壳的制造方法，但该产品同样没有考虑铅铋快堆的特点，因此无法用于制造铅铋快堆的包壳管。

国际上除俄罗斯在核潜艇上应用之外，尚无铅铋快堆的运行经验，没有成熟的铅铋快堆包壳管及其研制技术可供参考。奥氏体不锈钢具有的良好使用性能，使其也具有在铅铋快堆应用的前景，但需要针对铅铋快堆的特点(液态铅铋的强腐蚀性、快中子的辐照损伤等)，进行针对性的改进。同时铅铋快堆的包壳管尺寸较钠冷快堆尺寸大，直径与壁厚的比值更大，从而增加了奥氏体不锈钢包壳管的制造难度，如何制备这种尺寸精度要求高的产品也是制约铅铋快堆发展的关键问题。

发明内容

本发明技术解决问题：克服现有技术的不足，提供种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备工艺，解决目前铅铋快堆包壳管的选材及制备问题，满足铅铋快堆燃料包壳管的使用要求

本发明技术解决方案：一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管，该不锈钢包壳管的组成及重量百分比为C：0.06％～0.1％；Si：0.5％～1.0％；Ni：14％～16％；Cr：14％～16％；Ti：0.3％～0.6％；Mn：1.5％～2.0％；Mo：1.2％～1.8％；P：≤0.03％；Co：≤0.05％；Al：≤0.05％；B：≤0.01％；N：≤0.02％；其余为Fe；其中Ti与C的重量百分比为Ti/C＝4～6。

针对液态铅铋的强腐蚀性特征，该不锈钢包壳管中适量增加Si的含量之后，包壳管在液态铅铋中形成的氧化膜中由于Si元素的加入，使得腐蚀氧化膜更致密，可以有效提高包壳管的耐铅铋腐蚀性能。

针对铅铋快堆的快中子辐照损伤，该不锈钢包壳管中的Ti与C重量百分比为Ti/C＝4～6。Ti/C的比值在4～6时，可以保证TiC的充分析出，避免晶间贫铬现象的发生，并且析出的细小TiC可以增加吸收点缺陷的尾闾，减少辐照引起的空位浓度和点缺陷数量，进而提高包壳管的抗辐照肿胀性能。

用上述材料制备奥氏体不锈钢包壳管的工艺步骤：冶炼、锻造、热加工、固溶处理、冷轧及中间退火、最终热处理、最终冷加工、矫直、清洗、成品检验、标识、包装等。制造上述铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管的详细工艺步骤如下：

步骤一熔炼

采用真空感应熔炼+真空自耗电弧熔炼相结合的双真空冶炼工艺进行两次冶炼。首先将配料放入真空感应熔炼炉中，待炉内真空小于10^-2Pa时加热配料，并按总重量的0.05～0.1％添加脱氧剂Ca冶炼温度为1400～1700℃，经熔炼及脱氧后将溶液浇铸至模具中得到铸锭，待模具冷却后将铸锭出炉；将上述铸锭切除冒口，并加工成自耗电极，再利用真空自耗电弧熔炼炉进行二次冶炼，最终得到合金铸锭；合金铸锭达到下述要求即为合格：