一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料制造技术

本发明专利技术涉及一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，以所述FeCrAl基合金材料的总重量为基准，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。本发明专利技术的FeCrAl基合金在1200℃水蒸气环境中表现出优异的抗氧化性能，具有优良的事故容错能力，明显优于Zr基合金，且加工性能良好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、燃料元件复合包壳、燃料包壳涂层以及定位格架条带等堆芯结构材料。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于燃料包壳
，具体涉及一种核压水反应堆事故容错的核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料。
技术介绍
核燃料元件包壳材料是核电站的第一道安全屏障，是确保核电站在正常运行及事故工况下防止核泄漏的重要部件。2011年日本福岛核事故暴露出现有的轻水堆核燃料包壳锆合金在抵抗严重事故方面存在重大安全风险。福岛核事故后，为进一步提高核燃料包壳的事故容错能力，世界各核电发达国家先后开始研制新型核燃料包壳，以提高核电站的安全性。核燃料包壳事故容错能力最重要的指标之一为抗水蒸气氧化性能。而现有的核燃料包壳材料如核电站商用锆合金M5的1200℃抗水蒸气氧化性能较差。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种事故容错能力优异的核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料。为解决以上技术问题，本专利技术采用如下技术方案：一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，以所述FeCrAl基合金材料的总重量为基准，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。根据本专利技术的一个优选方面，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。根据本专利技术的另一个优选方面，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。进一步地，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。进一步优选地，所述合金材料由以下组分组成：Cr13.07％；Al4.86％；Y0.78％；Mo1.53％；Si0.05％；C0.03％；N60ppm；O810ppm；P50ppm；S68ppm；余量为Fe。本专利技术的合金材料配方中，N、O、P和S为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，本专利技术的合金材料配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本专利技术锆合金造成不利影响。由于上述技术方案的实施，本专利技术与现有技术相比具有如下优点：本专利技术的FeCrAl基合金在1200℃水蒸气环境中表现出优异的抗氧化性能，具有优良的事故容错能力，明显优于Zr基合金，且加工性能良好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、燃料元件复合包壳、燃料包壳涂层以及定位格架条带等堆芯结构材料。本专利技术FeCrAl基合金材料由于综合性能优异特别是抗水蒸气氧化性能优异，能够达到事故容错的要求，且堆内抗辐照性能优异，是下一代核燃料包壳最佳的材料之一。本专利技术FeCrAl基合金材料大幅度提高了燃料包壳在事故工况下的抗水蒸气氧化性能，延长了核电站发生事故时的应急响应时间。具体实施方式下面通过具体实施例对本专利技术作进一步描述。将Fe、Cr、Al、Y、Mo、Si、C元素按重量百分比混合并采用真空感应熔炼方法制备成6个合金铸锭，对6个铸锭取样进行化学成分分析，其成分参见表1。6个铸锭分别经过锻造、热轧、挤压、退火等工序制得相应成分的FeCrAl基合金管材。对本专利技术的六种FeCrAl基合金和核电站商用锆合金M5，在高温水蒸气氧化设备中进行高温水蒸气氧化试验，氧化温度为1200℃，氧化时间为1h，结果参见表1。表1给出了根据本专利技术的六种FeCrAl基合金即实施例1-6的FeCrAl基成分配比及它们在各自上述水蒸气氧化条件下的氧化增重。核电站商用锆合金M5的水蒸气氧化增重数据也在表1中列出。表1实施例1-6的FeCrAl基合金和锆合金M5组成及抗水蒸气氧化性能从表1的数据可以看出，本专利技术FeCrAl基合金在1200℃水蒸气中氧化增重明显小于核电站商用锆合金M5，抗水蒸气氧化性能优异，具有良好的事故容错能力。以上对本专利技术做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本专利技术的内容并加以实施，并不能以此限制本专利技术的保护范围，且本专利技术不限于上述的实施例，凡根据本专利技术的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本专利技术的保护范围之内。本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：以所述FeCrAl基合金材料的总重量为基准，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。

【技术特征摘要】
1.一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：以所述FeCrAl基合金材料的总重量为基准，所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。2.根据权利要求1所述的核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：所述合金材料由以下组分组成：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；余量为Fe。3.根据权利要求1所述的核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于：所述合金材料由以下组分组成：Cr6%~1...

【专利技术属性】
技术研发人员：柏广海，孙文儒，张晏玮，余伟炜，王荣山，刘二伟，梅金娜，郭立江，耿建桥，张伟红，蔡尧，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，中国科学院金属研究所，中国广核集团有限公司，中国广核电力股份有限公司，
类型：发明
国别省市：江苏;32