一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法技术

本发明专利技术公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明专利技术包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明专利技术具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。

FeCrAl based alloy for reactor core and preparation method thereof

The invention discloses a nuclear reactor core with FeCrAl based alloy and its preparation method, solves the problem of high temperature strength can not effectively meet the nuclear reactor core with the performance requirements of FeCrAl based alloy material in the prior art, the toughness and high temperature oxidation resistance. The present invention includes 12.5 ~ 14.5wt%Cr, 3.5 ~ 5.5wt%Al, 1.5 ~ 3wt%Mo, 1 ~ 3wt%Nb, 0.1 ~ 0.3wt%Si, 0.1 ~ 0.2wt%Ta, 0.1 ~ 0.2wt%Hf, 0 ~ 0.2wt%Ga, 0.1 ~ 0.2wt%Ni, 0.05 ~ 0.1wt%Ce, C = 0.008wt%, N = 0.005wt%, O = 0.003wt%, the Fe and inevitable impurities. The invention has excellent high-temperature oxidation resistance, thermal stability and mechanical properties, etc..

【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法
本专利技术涉及铁基合金结构材料及特种合金材料
，具体涉及一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，并公开了该FeCrAl基合金的制备方法。
技术介绍
日本福岛核事故后，要求下一代及未来先进核电压水堆用燃料元件包壳材料与现用核电锆合金包壳材料相比，必须具备更好的抗高温水蒸气氧化能力、高温强度及高温稳定性，能够提供更大安全余量以及避免潜在的堆芯融化事故，也称耐事故包壳材料。研究表明：含合适量Cr、Al、Si的FeCrAl合金由于具有良好的抗辐照性能和抗高温氧化性能，使其成为耐事故包壳材料研发中十分具有潜力的包壳材料。在核反应堆堆芯用合金中，则需要达到以下性能：一是：室温下合金具有较高强度和塑性，进而为薄壁包壳管材加工提供基础；二是：在高温下(不低于800℃)合金具有较高强度；三是：尽可能提高合金的再结晶温度，使得合金在800℃以上具有较强的组织热稳定性并延迟合金晶粒尺寸长大。在FeCrAl基合金材料中，并没有能够达到上述适用于核反应堆堆芯用要求的材料。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是：现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，其特征在于，包括：12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、0.1～0.3wt％Si、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，其特征在于，包括：12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、0.1～0.3wt％Si、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。2.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，其特征在于，所述Cr、Al及Si的总重量百分比含量不低于16.5％。3.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，其特征在于，所述Mo、Nb、Ta和Hf的总重量百分比含量不低于3％。4.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，其特征在于，包括：12.7～13wt％Cr、4.2～4.5wt％Al、0.1～0.3wt％Si、1.6～1.7wt％Mo、1.4～1.5wt％Nb、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。5.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金，其特征在于，包括：13～13.5wt％Cr、4.5～4.8wt％Al、0.1～0.3wt％Si、2.8～2.9wt％Mo、2.9～...

【专利技术属性】
技术研发人员：张瑞谦，王辉，潘钱付，张忠伦，刘超红，陈勇，王晓敏，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51