[發明專利]一種核反應堆結構材料用FeCrAl基合金材料及其制備方法

有效

• 申請號: 201710390400.1
• 申請日: 2017-05-27
• 公開（公告）號: CN107142424B
• 公開（公告）日: 2019-05-21
• 發明（設計）人: 潘錢付;張瑞謙;王輝;劉超紅;孫永鐸;陳勇;王曉敏
• 申請（專利權）人: 中國核動力研究設計院
• 主分類號: C22C38/22
• 分類號: C22C38/22;C22C38/26;C22C38/06;C22C38/02;C22C38/28;C21D8/00
• 代理公司: 成都行之專利代理事務所(普通合伙) 51220
• 代理人: 陳蔣玲

本發明公開了一種核反應堆結構材料用FeCrAl基合金材料，以重量計，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量為鐵和符合工業標準的雜質。本發明的合金材料在1000℃水蒸氣條件下具有優異的高溫氧化性能，在800℃高溫下合金具有較高的高溫強度和組織熱穩定性，在室溫下具有很高的力學強度和較高的塑韌性。

技術領域

本發明屬于鐵基合金結構材料及特種合金材料技術領域，具體涉及用于壓水反應堆中的一種核反應堆結構材料用FeCrAl基合金材料及其制備方法。

背景技術

燃料元件是核動力反應堆堆芯的核心部件，其性能直接關系到核反應堆運行的安全性與經濟性。鋯合金是目前商用核電輕水堆燃料元件唯一采用包殼材料。但在突發情況下(如日本福島核事故、壓水堆失水事故等)，鋯合金包殼與高溫冷卻劑水劇烈反應，放出大量熱和爆炸氣體氫氣，導致包殼材料力學性能惡化，產生反應堆氫爆與大量放射性產物外泄等核災難性后果。所以，下一代及未來先進核電壓水堆用燃料元件包殼材料與現用核電鋯合金包殼材料相比，必須具備更好的抗高溫水蒸氣氧化能力、高溫強度及高溫穩定性，能夠在一定時間內提供更大安全余量以及避免潛在的嚴重堆芯融化事故，也稱為耐事故包殼材料。

耐事故包殼材料要求其能在800-1000℃左右蒸汽環境中幾個小時內(時間越久越好，可增加救援時間)保持一個很低的氧化速率(至少比鋯合金低2個數量級)，同時該包殼材料在高溫條件下(≥800℃)具有滿足短周期可靠性的力學強度，這樣才可以在超過設計基本事故時候提高堆芯事故的安全裕量。在這種強烈需求背景的推動下，世界核電大國對很多候選耐事故包殼材料進行了大量的高溫氧化性能研究，最具有代表的包括Zr-2、Zr-4、SiC、304SS、310SS、FeCrAl基合金等材料。研究結果表明：FeCrAl基合金由于具有良好的抗輻照性能，且含有合適量Cr、Al的FeCrAl合金的抗高溫氧化能力遠遠優于Zr-2、Zr-4、304SS、310SS合金，其抗高溫氧化性能和采用CVD方法制備的SiC材料基本相當，使其成為先進核電耐事故包殼材料研發中十分具有潛力的包殼材料。

目前大多商用FeCrAl基合金材料的抗高溫氧化性能較為顯著，但在反應堆運行工況熱時效和輻照條件下硬化和脆化程度嚴重，給反應堆運行帶來重大安全隱患。不僅如此，商用的的FeCrAl基合金室溫力學塑性較差，導致合金板材及薄壁管材加工困難，無法滿足工業化實際需求。

現有的FeCrAl合金材料雖然具有較高的抗高溫氧化性能，但是卻不具備強塑韌性能，不利于在核反應工程實際運用。

發明內容

本發明所要解決的技術問題是，提供一種核反應堆結構材料用FeCrAl基合金材料，該合金材料在1000℃水蒸氣條件下具有優異的高溫氧化性能，在800℃高溫下合金具有較高的高溫強度和組織熱穩定性，在室溫下具有很高的力學強度和較高的塑韌性。還公開了一種制備方法。

本發明通過下述技術方案實現：

一種核反應堆結構材料用FeCrAl基合金材料，以重量計，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量為鐵和符合工業標準的雜質。

以重量計，Cr：13.0％，Al：4.0％，Mo：2.5％，Nb：0.5％，Si：0.2％，Zr：0.2％，W：0％，Ga：0.05％，La：0.1％，余量為鐵和符合工業標準的雜質。

Mo、Nb、Zr、W的總重量百分比含量≥3.0％。

Cr、Al和Si的總重量百分比含量≥16.5％。

C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％。