本發明專利技術公開了一種先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料及其制備方法,以重量計,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1.7~2.0%,Nb:0.8~1.0%,Ti:0.5~1.0%,Si:0.1~0.2%,Zr+Ta+W:0.1~0.3%,Ga+Ni:0.1~0.2%,余量為鐵和符合工業標準的雜質。本發明專利技術的合金材料在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。
【技術實現步驟摘要】
一種先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料及其制備方法
本專利技術屬于鐵基合金結構材料及特種合金材料
,具體涉及用于壓水反應堆中的一種先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料及其制備方法。
技術介紹
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。
技術實現思路
本專利技術所要解決的技術問題是,提供一種先進核燃料元件包殼用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。本專利技術通過下述技術方案實現:一種先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,以重量計,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1.7~2.0%,Nb:0.8~1.0%,Ti:0.5~1.0%,Si:0.1~0.2%,Zr+Ta+W:0.1~0.3%,Ga+Ni:0.1~0.2%,余量為鐵和符合工業標準的雜質。以重量計,Cr:14.5%,Al:5.0%,Mo:2.0%,Nb:1.0%,Ti:0.9%,Si:0.2%,Zr+Ta+W:0.3%,Ga+Ni:0.2%,余量為鐵和符合工業標準的雜質。Mo、Nb的總重量百分比含量≥2.8%。Cr、Al和Si的總重量百分比含量≥17%,以便能夠保持較好的高溫氧化性能及抗腐蝕性能。雜質中,C:≤0.008%,N:≤0.005%,O:≤0.003%。Ce:0.05~0.1%。如前所述的先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料的制備方法,具體包括以下步驟:熔煉鑄錠,將鑄錠退火、鍛造、熱處理、熱軋、熱時效處理、冷軋;所述退火溫度為1160℃~1180℃,退火后保溫8-10h;鍛造包括始鍛和終鍛,始鍛溫度1050℃~1080℃,終鍛溫度850℃~1050℃;熱處理速度為:790℃~800℃/0.5-1.0h;熱軋溫度為500-790℃,熱軋時被處理材料的變形量≥65%;熱時效處理的時效溫度為780℃~790℃,時效時間為:24h~28h;冷軋過程中的中間退火溫度及最后退火溫度≤705℃,冷軋時被處理材料變形量不低于35%。鍛造之前需要去除鑄錠表面的氧化皮并對鑄錠表面進行清潔處理。熱軋和冷軋過程中溫度的設定,有效避免了Laves第二相粒子在加工及熱處理過程中的長大,得到細小的第二相粒子,保證了合金的高溫氧化性能,同時增強了室溫及高溫強化效果。熱處理之前需要去除被鍛造處理材料的表面氧化皮并對其被鍛造處理材料的表面進行清潔處理。鍛造時鍛造比大于2。專利技術人在實踐過程中發現現有大多商用FeCrAl基合金材料具有顯著的抗高溫氧化性能,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,并且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,其原因在于:Cr、Al含量過高。為了防止FeCrAl基合金硬化及脆化傾向的加劇,造成合金在反應堆運行及加工制備過程中斷裂,本專利技術對Cr、Al、Mo、Nb、Ti、Zr、Ta、W、Ga、Ni等進行創造性的組份配比,一方面Cr、Al和Si的有效配合,能夠有效降低本專利技術合金材料在800-1000℃條件下的氧化速率,使得本專利技術合金材料的氧化速率保持在一個較低的水平,氧化速率增速緩慢,保證FeCrAl基合金材料具有抗高溫氧化性能,另一方面Mo、Nb、Ti、Zr、Ta、W的有效配合能夠析出大量彌散的Laves第二相粒子,細化晶粒并提高合金室溫力學性能及高溫強度,Ga+Ni能夠軟化材料,提高材料本身的塑韌性,使得合金材料在高溫條件下的組織穩定性明顯得到改善。一般來說,合金材料的強度和韌性是一對矛盾,通常提高強度,韌性就會降低,或者韌性提高,強度就降低。正是本專利技術采用Mo、Nb、Ti、Zr、Ta、W組合和Ga+Ni組合搭配在Cr、Al和Si的組合基礎上,在保證一定的抗高溫氧化性的基礎上,才能夠既保證合金材料的強度,也不會降低合金材料的塑韌性,賦予本合金材料優異的力學性能和塑韌性能。本專利技術與現有技術相比,具有如下的優點和有益效果:1、本專利技術的合金材料在高溫抗氧化的基礎上,能夠具有在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;2、本專利技術合金在1000℃水蒸氣條件下具有非常優異的抗高溫氧化性能,高溫蒸汽氧化速率遠遠低于目前商用核電包殼材料Zr-4合金;3、本專利技術合金經低溫軋制、長時間時效及熱處理工藝加工后獲得了細小彌散分布的Laves第二相,顯著提高了合金的力學性能(室溫強韌性及高溫強度)及合金組織的熱穩定性。具體實施方式為使本專利技術的目的、技術方案和優點更加清楚明白,下面結合實施例,對本專利技術作進一步的詳細說明,本專利技術的示意性實施方式及其說明僅用于解釋本專利技術,并不作為對本專利技術的限定。實施例表1本專利技術FeCrAl基合金實施例的成分配比(余下為鐵)以1-7#的合金材料配比通過相同(即參數完全相同)的制備方法:如前所述的先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料的制備方法,具體包括以下步驟:(1)用工業純鐵和純度大于99.9%的高純合金按表1配方配料,用真空感應熔煉爐熔煉制備20~30千克鑄錠;(2)將上述鑄錠進行高溫均勻化退火溫度。退火溫度為:1160℃~1180℃,保溫時間8~10h;(3)去除均勻化退火后鑄錠的表面氧化皮,將表面清潔處理后進行高溫鍛造,始鍛溫度為:1050℃~1本文檔來自技高網...
【技術保護點】
一種先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,其特征在于,以重量計,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1.7~2.0%,Nb:0.8~1.0%,Ti:0.5~1.0%,Si:0.1~0.2%,Zr+Ta+W:0.1~0.3%,Ga+Ni:0.1~0.2%,余量為鐵和符合工業標準的雜質。
【技術特征摘要】
1.一種先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,其特征在于,以重量計,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1.7~2.0%,Nb:0.8~1.0%,Ti:0.5~1.0%,Si:0.1~0.2%,Zr+Ta+W:0.1~0.3%,Ga+Ni:0.1~0.2%,余量為鐵和符合工業標準的雜質。2.根據權利要求1所述的先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,其特征在于,以重量計,Cr:14.5%,Al:3.5%,Mo:1.8%,Nb:0.8%,Ti:0.9%,Si:0.2%,Zr+Ta+W:0.3%,Ga+Ni:0.2%,余量為鐵和符合工業標準的雜質。3.根據權利要求1或2所述的先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,其特征在于,Mo、Nb的總重量百分比含量≥2.8%。4.根據權利要求1或2所述的先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,其特征在于,Cr、Al和Si的總重量百分比含量≥17%。5.根據權利要求1或2所述的先進核燃料元件包殼用FeCrAl基合金材料,其特征在于,雜質中,C:≤0.008%,N:≤0.005%,O:≤0.003%。6.根...
【專利技術屬性】
技術研發人員:王輝,張瑞謙,潘錢付,陳樂,孫永鐸,張忠倫,解懷英,
申請(專利權)人:中國核動力研究設計院,
類型:發明
國別省市:四川,51
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