[發明專利]一種先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料及其應用

在審

• 申請號: 202211580820.3
• 申請日: 2022-12-09
• 公開（公告）號: CN115786817A
• 公開（公告）日: 2023-03-14
• 發明（設計）人: 何琨;王輝;李剛;趙可;劉然超;黃蘭蘭
• 申請（專利權）人: 中國核動力研究設計院
• 主分類號: C22C38/28
• 分類號: C22C38/28;G21C3/07;C22C38/04;C22C38/26;C22C38/24;C22C38/22;C22C38/02;C22C33/04;C21D1/26
• 代理公司: 成都行之專利代理事務所(普通合伙) 51220
• 代理人: 李林

本發明公開了一種先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料及其應用，高強韌性不銹鋼材料為含有金屬碳化物作為彌散納米第二相的鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金；所述金屬碳化物中的金屬元素包括Zr，以及Ta和/或V。通過現有鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金的基礎上，向其制備的過程中添加金屬元素，使得這些金屬元素和鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金中的碳元素形成金屬碳化物，金屬碳化物的尺寸為納米級，在鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金中作為彌散納米第二相，能夠顯著提高不銹鋼合金的高溫強度和組織熱穩定性。

技術領域

本發明涉及核技術領域，具體涉及一種能用在鉛冷快堆服役環境中服役的先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料及其應用。

背景技術

反應堆包殼材料的可靠性是制約未來先進核能可持續利用的主要瓶頸問題之一，決定著核能系統的可行性、安全性和經濟性。前期研究表明，鐵素體/馬氏體合金(F/M合金)因具有優良的腐蝕性能、抗輻照腫脹性能及穩定的熱物理性能，已成為了第四代先進核能系統的首選結構材料，是目前第四代核能快堆用結構材料的重要發展趨勢，對核反應堆系統安全可靠性具有重要意義。

對于第四代先進核能系統的鉛冷快堆而言，其包殼材料面臨的輻照和腐蝕環境將比現有的商用裂變堆更加嚴酷。例如，同現行絕大多數商業核電站較低的運行溫度(≤350℃)和中子輻照劑量相比，鉛冷快堆的包殼部件面臨的服役環境將更加苛刻：(1).較高運行溫度(500℃～650℃)，未來會更高；(2).苛刻的腐蝕環境(液態Pb-Bi腐蝕)；(3).高中子輻照劑量：50～150dpa之間，最高可達200dpa。嚴苛的服役環境對包殼材料提出了非常高的性能要求，不僅要求制備各設備的材料具有優異的耐腐蝕能力，還需具有良好高溫穩定性、高溫力學和抗輻照損傷能力。

發明內容

本發明的目的在于提供一一種先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料，能夠用于鉛冷快堆中服役，并且在該服役環境中同時具有良好的耐腐蝕性能、高溫穩定性性能、高溫力學性能以及抗輻照損傷性能。以解決鉛冷快堆對其包殼性能提出更高要求的問題。

本發明公開了一種先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料，所述先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料為含有金屬碳化物作為彌散納米第二相的鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金；所述金屬碳化物中的金屬元素包括Zr，以及Ta和/或V。

本發明通過現有鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金的基礎上，向其制備的過程中添加金屬元素，使得這些金屬元素和鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金中的碳元素形成金屬碳化物，金屬碳化物的尺寸為納米級，在鐵素體/馬氏體不銹鋼基合金中作為彌散納米第二相，能夠顯著提高不銹鋼合金的高溫強度和組織熱穩定性。

作為一種可能的設計，所述先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料中含有硅元素，所述硅元素的含量為0.1～0.8wt％。

作為一種可能的設計，所述先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料中Cr元素的含量為8.0～11.0wt％。通過添加硅元素且對硅元素和Cr元素的含量進行優化，能夠明顯提高不銹鋼的良好力學性能和改善其抗氧化能力及抗液態金屬腐蝕能力。

作為一種可能的設計，先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料包括以下含量的元素：C 0.1～0.2wt％，Cr 8.0～11.0wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr0.01～0.1wt％，Ta和V的總含量為0.3wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余為鐵和符合標準的雜質。

作為一種可能的設計，先進反應堆結構材料用高強韌性不銹鋼材料包括以下含量的元素：C 0.1～0.15wt％，Cr 8.0～9.5wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr0.01～0.06wt％，Ta和V的總含量為0.30wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余為鐵和符合標準的雜質。