[发明专利]核反应堆核燃料包壳用FeCrAl合金与铁素体/马氏体耐热钢复合管及制备方法

说明书

本发明涉及在核反应堆中表现出较高的抗中子辐照性及耐腐蚀性、耐高温的燃料包壳管领域，具体为一种核反应堆核燃料包壳用FeCrAl合金与T91铁素体/马氏体耐热钢复合管及其制备方法。内层为铁素体/马氏体耐热钢材料，外层为FeCrAl合金材料，二者之间为铁基材料辅助层，其制备步骤：无缝复合管坯料的表面抛光→无缝复合管坯料的除气装配封装→热变形加工冶金复合→退火热处理→冷轧冷拔及中间退火→最终热处理→矫直→清洗→成品检验，该方法由外层、中间过渡层及内层管组装后，经排气后装配封装成无缝复合管坯料并焊接端头密封，经加热后，采用热变形加工形成冶金复合的无缝复合管坯，最终通过冷变形加工成所需规格的成品管。

技术领域

本发明涉及在水冷核反应堆中表现出较高的抗中子辐照性及耐腐蚀性的燃料包壳管领域，具体为一种核反应堆核燃料包壳用FeCrAl合金与T91铁素体/马氏体耐热钢金属无缝复合管结构及其制备方法。

背景技术

Zr合金过去和现在都是重要的核反应堆结构材料，在300～400℃的高压水和蒸汽中有很好的抗蚀和抗中子辐照性能，一些新开发的Zr合金(如：ZIRLO、M5、E635等)用作压水堆和沸水堆的高燃耗燃料组件的包壳和结构部件。先进锆合金研究内容包括：耐腐蚀性能、机械性能、水腐蚀性能、抗辐照生长性能、抗PCI(芯块与包壳的相互作用)裂纹扩展，以及提高燃料燃耗。

奥氏体不锈钢由于良好的抗腐蚀和抗热蠕变能力成为第一代快堆的包壳材料，但这些奥氏体钢有严重的辐照肿胀问题。研究发现，通过添加稳定化元素(如：Ti 等)和适度冷变形可以减小肿胀的程度，发展出15-15Ti、316Ti等燃料包壳材料。但当辐照剂量较高时会出现明显的辐照肿胀，因此不能在高辐照的先进堆中使用。

铁素体/马氏体耐热钢被考虑作为第四代反应堆中快堆设计的包壳主要候选材料，他们具有高热导率和低热膨胀系数，有比奥氏体钢优越的抗肿胀性能和小而稳定的肿胀速。实验发现，含Cr的质量分数为8％～9％的铁素体/马氏体耐热钢显示最高的抗肿胀能力，低肿胀是这一类铁素体合金的普遍具有的性能。因此，这类合金成为快中子增殖堆理想的备选材料，但该类材料在550℃以上强度降低，限制它们用作先进堆的关键材料。

氧化物弥散强化钢(ODS钢)，包括铁素体钢、马氏体钢和铁素体/马氏体双相耐热钢。研究表明，纳米结构ODS钢的微观结构使其具优异的抗辐照能力，可以满足先进堆核心材料的抗辐照要求(特别是高He情况下的抗He胀能力)，可满足或接近满足650℃使用温度的强度要求，成为先进堆核心部件备选材料。但该材料的加工成本高，后续变形加工困难。

自2011年日本福岛核事故后，提出耐事故燃料(ATF)，它是为了提高燃料元件，探索抗LOCA(冷却剂缺失工况)事故包壳材料燃料棒。复合管是其中一种方案。

复合管制备加工过程的坯料封装方法，真空电子束封装[参见以下文献：①李聪、李继威、曾奇峰等，一种核燃料元件包壳锆合金钛合金复合管及其制备方法，中国发明专利公开号CN106078086 A，公开日2016-11-09；②李聪、李继威、曾奇峰等，一种核燃料元件包壳锆合金钛合金复合管及其制备方法，中国发明专利公开号 CN106128532 A，公开日2016-11-16；③西屋电气公司，水堆燃料包壳管，中国发明专利公开号CN86101123 A，公开日1987-1-21]，将管坯组合后采用真空电子束焊接，保持管坯间隙间真空状态。该方法存在问题是加工成本高，设备尺寸限制管坯的尺寸。

复合管金属层间冶金结合热复合方法，热挤压复合法[参见以下文献：①李聪、李继威、曾奇峰等，一种核燃料元件包壳锆合金钛合金复合管及其制备方法，中国发明专利公开号CN106078086 A，公开日2016-11-09；②李聪、李继威、曾奇峰等，一种核燃料元件包壳锆合金钛合金复合管及其制备方法，中国发明专利公开号 CN106128532 A，公开日2016-11-16]，采用封装的管坯，并封装上内保套和外包套，经过加热后，采用挤压机进行热挤出加工，实现冶金复合。该方法存在问题是内层外层厚度不均匀，设备要求高。