一種核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料制造技術

本發明專利技術涉及一種核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料，以所述FeCrAl基合金材料的總重量為基準，所述合金材料由以下組分組成：Cr?6%~16%；Al?3%~8%；Y?0.001%~1%；Mo?0.1%~4%；Si?0.01%~0.5%；C?0.001%~0.5%；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量為Fe。本發明專利技術的FeCrAl基合金在1200℃水蒸氣環境中表現出優異的抗氧化性能，具有優良的事故容錯能力，明顯優于Zr基合金，且加工性能良好，可在核電站壓水堆中用作燃料元件包殼、燃料元件復合包殼、燃料包殼涂層以及定位格架條帶等堆芯結構材料。

【技術實現步驟摘要】

本專利技術屬于燃料包殼
，具體涉及一種核壓水反應堆事故容錯的核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料。
技術介紹
核燃料元件包殼材料是核電站的第一道安全屏障，是確保核電站在正常運行及事故工況下防止核泄漏的重要部件。2011年日本福島核事故暴露出現有的輕水堆核燃料包殼鋯合金在抵抗嚴重事故方面存在重大安全風險。福島核事故后，為進一步提高核燃料包殼的事故容錯能力，世界各核電發達國家先后開始研制新型核燃料包殼，以提高核電站的安全性。核燃料包殼事故容錯能力最重要的指標之一為抗水蒸氣氧化性能。而現有的核燃料包殼材料如核電站商用鋯合金M5的1200℃抗水蒸氣氧化性能較差。
技術實現思路
本專利技術所要解決的技術問題是克服現有技術的不足，提供一種事故容錯能力優異的核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料。為解決以上技術問題，本專利技術采用如下技術方案：一種核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料，以所述FeCrAl基合金材料的總重量為基準，所述合金材料由以下組分組成：Cr6％～16％；Al3％～8％；Y0.001％～1％；Mo0.1％～4％；Si0.01％～0.5％；C0.001％～0.5％；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量為Fe。根據本專利技術的一個優選方面，所述合金材料由以下組分組成：Cr10％～16％；Al3％～6％；Y0.001％～1％；Mo0.1％～4％；Si0.01％～0.5％；C0.001％～0.5％；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量為Fe。根據本專利技術的另一個優選方面，所述合金材料由以下組分組成：Cr6％～16％；Al3％～8％；Y0.005％～1％；Mo1％～4％；Si0.05％～0.3％；C0.02％～0.1％；N≤100ppm；O≤1000ppm；P≤200ppm；S≤200ppm；余量為Fe。進一步地，所述合金材料由以下組分組成：Cr10％～16％；Al3％～6％；Y0.005％～1％；Mo1％～4％；Si0.05％～0.3％；C0.02％～0.1％；N≤100ppm；O≤1000ppm；P≤200ppm；S≤200ppm；余量為Fe。進一步優選地，所述合金材料由以下組分組成：Cr13.07％；Al4.86％；Y0.78％；Mo1.53％；Si0.05％；C0.03％；N60ppm；O810ppm；P50ppm；S68ppm；余量為Fe。本專利技術的合金材料配方中，N、O、P和S為從原料中帶來的不可避免的雜質，本領域的一般技術人員應當了解，本專利技術的合金材料配方中可能還包括的一些從原料中帶來的其它不可避免的雜質成分，這些雜質成分以不可避免的量存在時不會對本專利技術鋯合金造成不利影響。由于上述技術方案的實施，本專利技術與現有技術相比具有如下優點：本專利技術的FeCrAl基合金在1200℃水蒸氣環境中表現出優異的抗氧化性能，具有優良的事故容錯能力，明顯優于Zr基合金，且加工性能良好，可在核電站壓水堆中用作燃料元件包殼、燃料元件復合包殼、燃料包殼涂層以及定位格架條帶等堆芯結構材料。本專利技術FeCrAl基合金材料由于綜合性能優異特別是抗水蒸氣氧化性能優異，能夠達到事故容錯的要求，且堆內抗輻照性能優異，是下一代核燃料包殼最佳的材料之一。本專利技術FeCrAl基合金材料大幅度提高了燃料包殼在事故工況下的抗水蒸氣氧化性能，延長了核電站發生事故時的應急響應時間。具體實施方式下面通過具體實施例對本專利技術作進一步描述。將Fe、Cr、Al、Y、Mo、Si、C元素按重量百分比混合并采用真空感應熔煉方法制備成6個合金鑄錠，對6個鑄錠取樣進行化學成分分析，其成分參見表1。6個鑄錠分別經過鍛造、熱軋、擠壓、退火等工序制得相應成分的FeCrAl基合金管材。對本專利技術的六種FeCrAl基合金和核電站商用鋯合金M5，在高溫水蒸氣氧化設備中進行高溫水蒸氣氧化試驗，氧化溫度為1200℃，氧化時間為1h，結果參見表1。表1給出了根據本專利技術的六種FeCrAl基合金即實施例1-6的FeCrAl基成分配比及它們在各自上述水蒸氣氧化條件下的氧化增重。核電站商用鋯合金M5的水蒸氣氧化增重數據也在表1中列出。表1實施例1-6的FeCrAl基合金和鋯合金M5組成及抗水蒸氣氧化性能從表1的數據可以看出，本專利技術FeCrAl基合金在1200℃水蒸氣中氧化增重明顯小于核電站商用鋯合金M5，抗水蒸氣氧化性能優異，具有良好的事故容錯能力。以上對本專利技術做了詳盡的描述，其目的在于讓熟悉此領域技術的人士能夠了解本專利技術的內容并加以實施，并不能以此限制本專利技術的保護范圍，且本專利技術不限于上述的實施例，凡根據本專利技術的精神實質所作的等效變化或修飾，都應涵蓋在本專利技術的保護范圍之內。本文檔來自技高網...

【技術保護點】
一種核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：以所述FeCrAl基合金材料的總重量為基準，所述合金材料由以下組分組成：Cr?6%~16%；Al?3%~8%；Y?0.001%~1%；Mo?0.1%~4%；Si?0.01%~0.5%；C?0.001%~0.5%；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量為Fe。

【技術特征摘要】
1.一種核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：以所述FeCrAl基合金材料的總重量為基準，所述合金材料由以下組分組成：Cr6%~16%；Al3%~8%；Y0.001%~1%；Mo0.1%~4%；Si0.01%~0.5%；C0.001%~0.5%；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量為Fe。2.根據權利要求1所述的核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：所述合金材料由以下組分組成：Cr10%~16%；Al3%~6%；Y0.001%~1%；Mo0.1%~4%；Si0.01%~0.5%；C0.001%~0.5%；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量為Fe。3.根據權利要求1所述的核燃料包殼材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：所述合金材料由以下組分組成：Cr6%~1...

【專利技術屬性】
技術研發人員：柏廣海，孫文儒，張晏瑋，余偉煒，王榮山，劉二偉，梅金娜，郭立江，耿建橋，張偉紅，蔡堯，
申請(專利權)人：蘇州熱工研究院有限公司，中國科學院金屬研究所，中國廣核集團有限公司，中國廣核電力股份有限公司，
類型：發明
國別省市：江蘇;32