[发明专利]铁素体合金及利用其制造核燃料包壳管的方法

说明书

本发明涉及核电站发生事故时具有优异的承受核电站事故的能力的铁素体合金及利用其制造核燃料包壳管的方法。具体地，提供具有优异的承受核电站事故的能力的铁素体合金，并提供利用其制造核燃料包壳管的方法。该合金的特征在于含有铁(Fe)、铝(Al)、铬(Cr)以及镍(Ni)。

技术领域

本发明涉及核电站发生事故时具有优异的承受核电站事故的能力的铁素体合金及利用其制造核燃料包壳管的方法。

背景技术

核电站采用锆合金作为核燃料包壳管材料已有60余年的历史。用于核燃料包壳管的锆合金在高温下具有很高的氧化速率，因而可能产生大量的氢，由此引起氢爆炸而导致重大事故。

为了克服核电站发生事故时锆合金的缺点，作为提高安全性的方法，可以采用将包覆核燃料烧结体的管材料替换成具有优异的高温耐蚀性的合金的方法。其原理为，替代的合金可以降低在发生核电站事故时形成的高温水蒸气环境中的氧化速度并减少氢生成量。

福岛核电站事故后全世界学术界、研究界及工业界都在进行研究，以使用多种材料来代替锆包壳管。用于研究的材料包括：在锆合金包壳管外表面涂覆铬或铬合金的材料、锆-钼-涂层材料多重结构材料、铁基铬铝构成的FeCrAl材料、以及碳化硅复合体材料等。

在锆外面涂覆铬或铬合金的材料对现有的核电站具有优异的适用性，并且由于铬或铬合金涂层而具有优异的高温抗氧化性。然而，由于直接采用锆材料，因而存在发生事故时包壳管破裂的情况下内侧的锆直接暴露于高温水蒸气环境的问题。并且，为了使包壳管破裂时仍保持高温抗氧化性，包壳管内面也需要进行涂覆，因而在将其应用到一般的核电站用包壳管、即“内径为8.3mm的4m长的包壳管”这种内径窄且长的形状的包壳管时，存在技术局限性。

在采用锆-钼-涂层材料多重结构材料的情况下，由于其具有优异的高温强度，因而与铬和铬合金包壳管相比，在降低当温度急剧上升时包壳管破裂而导致水蒸气进入内部的速度的程度方面更加优异，但由于内部涂层的技术局限性，存在锆-钼-涂层材料多重结构材料的内部被铀氧化物的氧氧化的问题。此外，在使用多重结构材料容易地制造及生产包壳管方面还存在需要解决的技术问题。

碳化硅复合材材料由于具有优异的高温抗氧化性和较小的中子吸收截面积，因而具有优异的经济性，并且具有较高的高温强度，从而在发生事故时能够确保结构健全性。然而，由于碳化硅复合材材料为陶瓷复合体材料，难以制造4m长的包壳管，并且其副产物在正常运转状态的腐蚀环境下以极快的速度溶解于水，因而存在难以保持结构健全性的缺点。

不同于上述材料，铁基铬及铝构成的FeCrAl材料(以下称为“FeCrAl材料”)由单一结构构成，因而具有内表面和外表面的抗氧化性无差异的优点，并且作为具有铁素体单相的材料，在发生事故时不会随温度上升而引起相变，因而还具有无降解(degradation)的优点。然而，FeCrAl材料的中子吸收截面积比锆合金大，因而从经济角度出发，需要减小包壳管的厚度。为了确保包壳管在厚度减小时仍保持结构健全性，需要增大FeCrAl材料的强度。此外，FeCrAl材料虽然在正常运行状态下的耐蚀性很优异，但具有在压水反应堆环境下腐蚀生成物溶解于水的特性。当冷却水中的金属离子浓度高时，由于冷却水放射引起的放射能泄漏量增加且污物形成物质增加，因此存在核电站的运行成本增加且阻碍安全性的问题。

发明内容

发明所要解決的问题

本发明的目的在于提供一种具有优异的承受事故的能力的铁素体合金。本发明的另一目的在于提供一种利用铁素体合金制造核燃料包壳管的方法。

用于解决问题的手段

本发明的一个方面提供一种铁素体合金，其特征在于，含有铁(Fe)、铝(Al)、铬(Cr)以及镍(Ni)，所述镍(Ni)的含量相对于合金总量为0.5重量％至10重量％。

所述铬的含量相对于合金总量可以为13重量％至18重量％。