CN108193033A - 一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺 - Google Patents
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Abstract
本发明具体提供了本发明一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理方法，其特征在于，工艺流程是：(1)将试样置入1230℃温度环境下，保温20小时，空冷，消除有害相和成分偏析。(2)固溶处理：将试样置于800℃保温3小时，空冷。消除核燃料包壳材料FeCrAl合金在开坯锻造、热轧、冷轧过程中的加工硬化，制备组织均匀性高，晶粒尺寸小于90μm的FeCrAl合金包壳材料。
Description
技术领域
本发明涉及一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺方法。
背景技术
传统核燃料包壳锆合金遇水会迅速生成大量氢气，氢气导致爆炸是福岛核事故的直接原因。福岛核事故后，为进一步提高核燃料包壳的事故容错(ATF)能力，研究开发替代锆合金的具有一定事故容错能力的新型核燃料包壳材料，成为国际上核燃料领域的发展的新方向。FeCrAl合金是一种极具应用潜力的材料，有可能成为核反应堆的包壳材料。
发明内容
本发明的目的提供一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺，充分消除枝晶间的成分偏析，改善析出相及晶粒尺寸，从而提高FeCrAl合金包壳机械性能以及耐高能中子剂量的辐照损伤。
为了实现上述目的，本发明的技术方案是：针对核燃料包壳材料FeCrAl合金的组织结构特点，制定均匀化和固溶处理工艺，可按如下步骤操作：
(1)均匀化处理工艺：将试样置于1000～1300℃温度环境下，保温2～30小时，空冷；优选1100～1250℃下保温6～15小时，空冷。
(2)固溶处理工艺：将试样置于500～1100℃温度环境下，保温0.5～6小时，空冷。优选800～1000℃保温2～5小时，空冷。
本发明提供的一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理方法，其特征在于，所述FeCrAl合金的成分为质量百分比Cr 6％～16％；Al 3％～8％；Y0.001％～1％；Mo 0.1％～6％；Si 0.001％～0.5％；C 0.001％～0.5％；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量为Fe。
采用本发明所述热处理工艺，可以消除枝晶间的成分偏析，获得组织均匀且晶粒尺寸小于90μm的组织。
本发明所述核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺，可以大幅度提高合金的室温和高温条件下的屈服强度，并保持较高的塑性，同时满足合金长期时效稳定性能的要求。
本发明的具有以下优点：
1.使用性能更优。经本发明处理的核燃料包壳材料FeCrAl合金，彻底消除成分偏析，其强度与塑性指标与铸态合金相比，不仅强度大幅度提高，塑性也大幅度提高，改善了核燃料包壳材料FeCrAl合金的加工性能。
2.简单易行、周期短。本发明方法确保了核燃料包壳材料FeCrAl合金制备过程中开坯锻造、热轧、冷轧等加工工序的顺利进行。
附图说明
图1对比例1未经热处理FeCrAl合金组织图；
图2对比例2经热处理后FeCrAl合金组织图。
具体实施方式
下面通过具体实施例详述本发明。
对比例1
经铸锭冶炼后，进行开坯锻造、热轧、冷轧等加工工序制备的FeCrAl合金。
所得未经热处理FeCrAl合金组织图见图1。
实施例1
高温均匀化处理：将试样置入1230℃温度环境下，保温20小时，空冷，消除有害相和成分偏析。
固溶处理：将试样置于800℃保温3小时，空冷。
再进行开坯锻造、热轧、冷轧等加工工序制备的FeCrAl合金。
所得经热处理FeCrAl合金组织图见图2。
实施例2
与实施例1的区别在于：
高温均匀化处理：将试样置入1150℃温度环境下，保温15小时，空冷。
固溶处理：将试样置于900℃保温1小时，空冷。
实施例3
与实施例1的区别在于：
高温均匀化处理：将试样置入1100℃温度环境下，保温15小时，空冷。
固溶处理：将试样置于750℃保温6小时，空冷。
实施例4
与实施例1的区别在于：
高温均匀化处理：将试样置入1200℃温度环境下，保温15小时，空冷。
固溶处理：将试样置于1000℃保温2小时，空冷。
实施例5
与实施例1的区别在于：
高温均匀化处理：将试样置入1050℃温度环境下，保温15小时，空冷。
固溶处理：将试样置于1050℃保温2小时，空冷。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明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)
1.一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺，其特征在于：
(1)均匀化处理工艺：将试样置于1000～1300℃温度环境下，保温2～30小时，空冷。
(2)固溶处理工艺：将试样置于500～1100℃温度环境下，保温0.5～8小时，空冷。
2.按权利要求1所述核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺，其特征在于：所述FeCrAl合金的成分为质量百分比Cr 6％～16％；Al 3％～8％；Y 0.001％～1％；Mo 0.1％～6％；Si 0.001％～0.5％；C 0.001％～0.5％；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量为Fe。
3.按权利要求1所述核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺，其特征在于，所述均匀化处理工艺为：将试样置于1100～1250℃温度环境下，保温6～15小时，空冷。
4.按权利要求1所述核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺，其特征在于，所述固溶处理工艺为：将试样置于800～1000℃温度环境下，保温2～5小时，空冷。
5.一种采用利要求1所述热处理工艺制备的FeCrAl合金，其特征在于：所述合金晶粒尺寸小于90μm。
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