CN106399846A - 核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，以所述FeCrAl合金材料的总重量为基准，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5%~25%；Al 3%~15%；Si 0.01%~3.3%；Y 0.001%~1%；Mo≤5%；Nb≤5%；C≤1000ppm；N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。本发明的核燃料包壳FeCrAl合金在1200℃水蒸气环境中具有优异的抗氧化性能，明显优于商用M5锆合金，满足核电站事故容错的要求。该合金可用于制备燃料元件包壳管、复合包壳管、锆合金涂层、核燃料包壳管用氧化物弥散强化铁基合金基体材料以及定位格架条带等堆芯结构材料。

Description

核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料
技术领域
本发明属于燃料包壳技术领域，具体涉及一种核反应堆抗事故的核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料。
背景技术
《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》规定了应急堆芯冷却系统应满足核燃料包壳的最高温度、反应当量及释氢量的要求，这一要求已不能满足核电站对安全的需求。在2011年日本福岛核事故后，各国都在探索新一代抗事故的燃料包壳，以进一步提高核反应堆在事故工况下的安全性，为核电厂在紧急事故条件下处理并恢复应急冷却系统赢得宝贵的时间。
抗事故的核燃料包壳材料选择的依据主要涉及LOCA工况下的抗水蒸气氧化性能、热冲击完整性，常规工况下的抗水腐蚀性能及抗微动磨损性能等。其中，1200℃抗水蒸气氧化性能是最重要的性能指标之一。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。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种抗事故性能优异的核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其LOCA工况下1200℃抗水蒸气氧化性能优异。
为解决以上技术问题，本发明采用如下技术方案：
核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，以所述FeCrAl合金材料的总重量为基准，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5％～25％；Al 3％～15％；Si 0.01％～3.3％；Y 0.001％～1％；Mo≤5％；Nb≤5％；C≤1000ppm；N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
根据本发明的一个优选方面，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 10％～25％；Al 3％～10％；Si 0.01％～3.3％；Y 0.001％～1％；Mo≤5％；Nb≤5％；C≤1000ppm；N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
根据本发明的另一个优选方面，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5％～25％；Al 3％～15％；Si 0.1％～3.3％；Y 0.001％～0.1％；Mo 1％～5％；Nb 1％～5％；C≤1000ppm；N≤500ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
进一步地，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 10％～25％；Al 3％～8％；Si 0.1％～3.3％；Y 0.001％～0.1％；Mo 1％～5％；Nb 1％～5％；C≤1000ppm；N≤500ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
进一步优选地，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 22.51％；Al 4.32％；Si0.27％；Y 0.007％；Mo 2.36％；Nb 1.2％；C 434ppm；N 420ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
由于上述技术方案的实施，本发明与现有技术相比具有如下优点：
本发明FeCrAl合金材料能够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，另外，合金的综合性能较好，满足核电站事故容错的要求。
本发明FeCrAl合金材料应用于燃料包壳材料，其LOCA工况下1200℃抗水蒸气氧化性能优异，可用于制备燃料元件包壳管、复合包壳管、锆合金涂层、核燃料包壳管用氧化物弥散强化铁基合金基体材料以及定位格架条带等堆芯结构材料。
具体实施方式
下面通过具体实施例对本发明作进一步描述。
将Fe、Cr、Al、Si、Y、Mo、Nb、C、N(其中，N以Cr2N形式加入)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。分别在6个铸锭上切取样品进行高温水蒸气氧化测试。
对本发明的六个样品即实施例1～6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给出了根据本发明的实施例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，本发明FeCrAl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。
以上对本发明做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本发明的内容并加以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，且本发明不限于上述的实施例，凡根据本发明的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于：以所述FeCrAl合金材料的总重量为基准，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5%~25%；Al 3%~15%；Si 0.01%~3.3%；Y 0.001%~1%；Mo≤5%；Nb≤5%；C≤1000ppm；N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
2.根据权利要求1所述的核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于：所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 10%~25%；Al 3%~10%；Si 0.01%~3.3%；Y 0.001%~1%；Mo≤5%；Nb≤5%；C≤1000ppm；N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
3.根据权利要求1所述的核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于：所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5%~25%；Al 3%~15%；Si 0.1%~3.3%；Y 0.001%~0.1%；Mo 1%~5%；Nb 1%~5%；C≤1000ppm；N≤500ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
4.根据权利要求2或3所述的核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于：所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 10%~25%；Al 3%~8%；Si 0.1%~3.3%；Y 0.001%~0.1%；Mo 1%~5%；Nb 1%~5%；C≤1000ppm；N≤500ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
5.根据权利要求4所述的核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于：所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 22.51%；Al 4.32%；Si 0.27%；Y 0.007%；Mo 2.36%；Nb1.2%；C 434ppm；N 420ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
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