The invention discloses a FeCrAl based alloy material for nuclear reactor structural materials, by weight, Cr:12.5 ~ 14.5%, Al:3.5 ~ 5.5%, Mo:1 ~ 2.5%, Nb:0.1 ~ 0.5%, Si:0 ~ 0.3%, Zr:0 ~ 0.2%, W:0 ~ 0.05%, Ga:0 ~ 0.05%, La:0.01 ~ 0.1%, impurity allowance in line with industry standards for iron and the. The alloy material of the invention has excellent oxidation resistance at 1000 DEG C water vapor condition, high temperature strength and thermal stability of alloy in high temperature of 800 DEG C, has high mechanical strength and toughness is very high at room temperature.
【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料及其制备方法
本专利技术属于铁基合金结构材料及特种合金材料
，具体涉及用于压水反应堆中的一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料及其制备方法。
技术介绍
燃料元件是核动力反应堆堆芯的核心部件，其性能直接关系到核反应堆运行的安全性与经济性。锆合金是目前商用核电轻水堆燃料元件唯一采用包壳材料。但在突发情况下(如日本福岛核事故、压水堆失水事故等)，锆合金包壳与高温冷却剂水剧烈反应，放出大量热和爆炸气体氢气，导致包壳材料力学性能恶化，产生反应堆氢爆与大量放射性产物外泄等核灾难性后果。所以，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，能够在一定时间内提供更大安全余量以及避免潜在的严重堆芯融化事故，也称为耐事故包壳材料。耐事故包壳材料要求其能在800-1000℃左右蒸汽环境中几个小时内(时间越久越好，可增加救援时间)保持一个很低的氧化速率(至少比锆合金低2个数量级)，同时该包壳材料在高温条件下(≥800℃)具有满足短周期可靠性的力学强度...
【技术保护点】
一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。
【技术特征摘要】
1.一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。2.根据权利要求1所述的核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于，以重量计，Cr：13.0％，Al：4.0％，Mo：2.5％，Nb：0.5％，Si：0.2％，Zr：0.2％，W：0％，Ga：0.05％，La：0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。3.根据权利要求1或2所述的核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于，Mo、Nb、Zr、W的总重量百分比含量≥3.0％。4.根据权利要求1或2所述的核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于，Cr、Al和Si的总重量百分比含量≥16.5％。5.根据权利要求1或2所述的核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，其特征在于，杂质...
【专利技术属性】
技术研发人员：潘钱付，张瑞谦，王辉，刘超红，孙永铎，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
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