[发明专利]一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法

说明书

本发明公开了一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.7～2.0％，Nb：0.8～1.0％，Ti：0.5～1.0％，Si：0.1～0.2％，Zr+Ta+W：0.1～0.3％，Ga+Ni：0.1～0.2％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。

技术领域

本发明属于铁基合金结构材料及特种合金材料技术领域，具体涉及用于压水反应堆中的一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法。

背景技术

燃料元件是核动力反应堆堆芯的核心部件，其性能直接关系到核反应堆运行的安全性与经济性。锆合金是目前商用核电轻水堆燃料元件唯一采用包壳材料。但在突发情况下(如日本福岛核事故、压水堆失水事故等)，锆合金包壳与高温冷却剂水剧烈反应，放出大量热和爆炸气体氢气，导致包壳材料力学性能恶化，产生反应堆氢爆与大量放射性产物外泄等核灾难性后果。所以，下一代及未来先进核电压水堆用燃料元件包壳材料与现用核电锆合金包壳材料相比，必须具备更好的抗高温水蒸气氧化能力、高温强度及高温稳定性，能够在一定时间内提供更大安全余量以及避免潜在的严重堆芯融化事故，也称为耐事故包壳材料。

耐事故包壳材料要求其能在800-1000℃左右蒸汽环境中几个小时内(时间越久越好，可增加救援时间)保持一个很低的氧化速率(至少比锆合金低2个数量级)，同时该包壳材料在高温条件下(≥800℃)具有满足短周期可靠性的力学强度，这样才可以在超过设计基本事故时候提高堆芯事故的安全裕量。在这种强烈需求背景的推动下，世界核电大国对很多候选耐事故包壳材料进行了大量的高温氧化性能研究，最具有代表的包括Zr-2、Zr-4、SiC、304SS、310SS、FeCrAl基合金等材料。研究结果表明：FeCrAl基合金由于具有良好的抗辐照性能，且含有合适量Cr、Al的FeCrAl合金的抗高温氧化能力远远优于Zr-2、Zr-4、304SS、310SS合金，其抗高温氧化性能和采用CVD方法制备的SiC材料基本相当，使其成为先进核电耐事故包壳材料研发中十分具有潜力的包壳材料。

目前大多商用FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能较为显著，但在反应堆运行工况热时效和辐照条件下硬化和脆化程度严重，给反应堆运行带来重大安全隐患。不仅如此，商用的的FeCrAl基合金室温力学塑性较差，导致合金板材及薄壁管材加工困难，无法满足工业化实际需求。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是，提供一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料，该合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。还公开了一种制备方法。

本发明通过下述技术方案实现：

一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.7～2.0％，Nb：0.8～1.0％，Ti：0.5～1.0％，Si：0.1～0.2％，Zr+Ta+W：0.1～0.3％，Ga+Ni：0.1～0.2％，余量为铁和符合工业标准的杂质。

以重量计，Cr：14.5％，Al：5.0％，Mo：2.0％，Nb：1.0％，Ti：0.9％，Si：0.2％，Zr+Ta+W：0.3％，Ga+Ni：0.2％，余量为铁和符合工业标准的杂质。

Mo、Nb的总重量百分比含量≥2.8％。

Cr、Al和Si的总重量百分比含量≥17％，以便能够保持较好的高温氧化性能及抗腐蚀性能。

杂质中，C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％。

Ce：0.05～0.1％。