[发明专利]一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下具有较高的高温强度和组织热稳定性，并在室温下具有较高的力学强度和合适加工的塑性。

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，具体是指一种核反应堆堆芯用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，同时该包壳材料在不低于800℃的高温条件下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。

目前大多商用的FeCrAl基合金材料大多具有较高的Cr、Al含量(Cr：15～30％,Al：6～15％)，因此其抗高温氧化性能较为显著。但商用的FeCrAl基合金材料中因含有较高的Cr、Al含量使其在反应堆运行工况热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的安全隐患。不仅如此，较高的Cr、Al含量的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。

基于此，研究并开发设计一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，在基体中加入特定比例的Mo、Nb、W、Ta、Zr微合金化元素，并降低Cr、Al的含量，解决了现有商用FeCrAl基合金材料在反应堆运行工况热失效和辐照条件下硬化和脆化严重，室温力学塑性较差、合金组织热稳定性差等技术问题。

本发明的另一目的在于：提供一种FeCrAl基合金材料的制备方法，通过对合金元素含量、加工工艺的控制，使得应用于核反应堆堆芯用的FeCrAl基合金材料具有较高的抗高温强度和组织稳定性，在室温下具有很高的力学强度和合适加工的塑性。

本发明通过下述技术方案实现：

一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。