一种核燃料包壳用复合管的制备方法及其应用技术

本发明专利技术公开了一种核燃料包壳用复合管的制备方法及其应用，复合管包括FeCrAl合金管坯和Zr合金管坯，制备方法包括：将FeCrAl合金粗管坯在真空度0.1×10‑3～2×10‑3Pa、650～800℃下进行再结晶退火处理，制得FeCrAl合金管坯；将Zr合金粗管坯在真空度0.1×10‑3～2×10‑3Pa、480～520℃下进行再结晶退火处理，制得Zr合金管坯；将FeCrAl合金管坯套设在Zr合金管坯的外部，挤压成型，在真空度0.1×10‑3～2×10‑3Pa、480～520℃下进行最终退火处理，制得FeCrAl/Zr复合管；其在核燃料包壳用材料中的应用；本发明专利技术的复合管具有综合性能优异的优点。

Preparation method and application of composite pipe for nuclear fuel cladding

The invention discloses a preparation method and application of a composite tube for nuclear fuel cladding. The composite tube includes a FeCrAl alloy tube blank and a Zr alloy tube blank. The preparation method includes: recrystallizing and annealing the coarse FeCrAl alloy tube blank at vacuum degree 0.1 10_3 2 10_3Pa and 650 800 C to obtain the FeCrAl alloy tube blank; Zr alloy tube blank was prepared by recrystallization annealing of gold tube blank at vacuum 0.1 10_3-2 10_3Pa and 480-520 C. FeCrAl/Zr composite tube was prepared by extruding and annealing the alloy tube blank at vacuum 0.1 10_3-2 10_3Pa and 480-520. The composite pipe of the invention has the advantages of excellent comprehensive performance.

【技术实现步骤摘要】
一种核燃料包壳用复合管的制备方法及其应用
本专利技术属于核燃料包壳
，具体涉及一种核燃料包壳用复合管的制备方法及其应用。
技术介绍
根据核电站应急堆芯冷却系统(ECCS)的验收准则，1200℃水蒸气氧化性能是评价燃料包壳材料在反应堆失水事故(LOCA)事故工况下性能优劣的重要指标，现有商用Zr基合金如M5、Zirlo、E110、E635等满足了ECCS的验收准则。2011年日本福岛核电站由于地震和海啸导致应急堆芯冷却系统发生故障，反应堆内冷却水下降并导致堆芯裸露，燃料棒温度迅速升高，Zr基合金燃料包壳与水反应生成大量氢气，氢气与空气反应发生爆炸。福岛核事故的发生充分说明，现有Zr基合金燃料包壳在抵御LOCA工况方面的安全裕量不足。福岛核事故后，世界各核电国家一致认为提高燃料包壳在LOCA事故工况下的安全性是提升核电站安全水平的重要措施，开发具有事故容错能力的新型核燃料包壳是成为世界各核电国家需要解决的迫切问题。
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中的不足，提供一种事故容错能力优异的核燃料用包壳复合管的制备方法。本专利技术还提供一种核燃料用包壳复合管在核燃料包壳用材料中的应用。为解决以上技术问题，本专利技术采取的一种技术方案如下：一种核燃料包壳用复合管的制备方法，所述复合管包括FeCrAl合金管坯和Zr合金管坯，所述复合管的制备方法包括如下步骤：(1)将FeCrAl合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、650～800℃下进行再结晶退火处理，制得FeCrAl合金管坯；(2)将Zr合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行再结晶退火处理，制得Zr合金管坯；(3)将所述FeCrAl合金管坯套设在所述Zr合金管坯的外部，挤压成型，然后在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行最终退火处理，即制得FeCrAl/Zr复合管。优选地，在步骤(1)中，使所述再结晶退火处理在真空度为0.3×10-3～1.5×10-3Pa下进行；更优选地，在步骤(1)中，使所述再结晶退火处理在真空度为0.8×10-3～1.2×10-3Pa下进行；根据本专利技术一个具体且优选的方面，使所述再结晶退火处理在真空度为0.9×10-3～1.1×10-3Pa下进行。优选地，在步骤(2)中，使所述再结晶退火处理在真空度为0.3×10-3～1.5×10-3Pa下进行；更优选地，在步骤(2)中，使所述再结晶退火处理在真空度为0.8×10-3～1.2×10-3Pa下进行；根据本专利技术一个具体且优选的方面，使所述再结晶退火处理在真空度为0.9×10-3～1.1×10-3Pa下进行。根据本专利技术的一些优选方面，在步骤(1)中，使所述再结晶退火处理在温度为740～780℃下进行。根据本专利技术的一些优选方面，在步骤(2)中，使所述再结晶退火处理在温度为480～500℃下进行。根据本专利技术的一些优选方面，在步骤(3)中，使所述最终退火处理在真空度0.8×10-3～1.2×10-3Pa下进行。根据本专利技术的一些优选方面，在步骤(3)中，使所述最终退火处理在480～500℃下进行。根据本专利技术的一个具体且优选地方面，在步骤(3)中，所述FeCrAl合金管坯的内径比所述Zr合金管坯的外径大0.5～2mm。根据本专利技术的一些优选方面，在步骤(3)中，控制所述最终退火处理的退火时间为0.5～4小时。根据本专利技术的一些优选方面，在步骤(3)中，所述挤压成型在常温下进行。根据本专利技术的一些优选方面，以重量百分含量计，在所述FeCrAl合金管坯中包含有8～12％的Cr和6～8％的Al。根据本专利技术的一些优选方面，所述Zr合金管坯中含有Nb元素。在本专利技术的一些具体实施方式中，在步骤(1)-(3)中，还包括分别对制得的所述FeCrAl合金管坯、所述Zr合金管坯和所述FeCrAl/Zr复合管进行抛光和清洗。本专利技术又提供了一种技术方案：一种上述方法制备的核燃料包壳用复合管在核燃料包壳用材料中的应用。由于以上技术方案的采用，本专利技术与现有技术相比具有如下优点：本专利技术通过分别在特定退火温度条件、特定退火时间以及特定真空条件下制备Zr合金管坯和FeCrAl合金管坯，然后控制各自复合的尺寸，使得制备的复合管结合紧密、界面处无过渡层，以及力学性能、抗磨蚀性能以及抗水蒸气氧化性能等性能均取得较为优异的效果。附图说明图1为本专利技术实施例1制备的核燃料包壳用复合管在1200℃水蒸气氧化后的横截面；图2为本专利技术实施例1制备的核燃料包壳用复合管在1200℃水蒸气氧化后的横截面微观组织；图3为本专利技术实施例1制备的核燃料包壳用复合管和市售的M5合金在1200℃水蒸气氧化过程中的单位面积重量增长趋势图；其中，1、氧化锆膜；2、锆合金管坯；3、FeCrAl合金管坯。具体实施方式本专利技术基于现有技术中核燃料包壳用材料在LOCA工况方面的安全裕量不足而提出的改进，而在现有技术中虽然在一些方面作出了改进，但是改进的性能较为单一，例如有的方案改进了水蒸气氧化性能，然而改进后的材料在力学性能、抗腐蚀性能等方面又较差(1200℃水蒸气氧化性能是评价燃料包壳材料在反应堆失水事故(LOCA)事故工况下性能优劣的重要指标)，因此，本专利技术旨在提供一种1200℃抗水蒸气氧化性能、力学性能以及抗腐蚀等综合性能均优异的复合管。本专利技术提供了一种核燃料包壳用复合管的制备方法，所述复合管包括FeCrAl合金管坯和Zr合金管坯，所述复合管的制备方法包括如下步骤：(1)将FeCrAl合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、650～800℃下进行再结晶退火处理，制得FeCrAl合金管坯；在本专利技术中，将步骤(1)中再结晶退火处理控制在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、650～800℃下进行，一方面避免了合金晶粒的异常长大或过分长大，另一方面能够使得再结晶更完全，进而提升了力学性能；(2)将Zr合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行再结晶退火处理，制得Zr合金管坯；在本专利技术中，将步骤(2)中的再结晶退火处理控制在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行，可以使得合金中析出细小弥散分布的β-Nb第二相粒子，进而可以提高锆合金的综合性能；(3)将所述FeCrAl合金管坯套设在所述Zr合金管坯的外部，挤压成型，然后在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行最终退火处理，即制得FeCrAl/Zr复合管；在本专利技术中，控制挤压成型后的最终退火工艺参数，可以最大化的发生回复、去除应力，同时还能够使得锆合金全部为α相，并使得第二相粒子尺寸细小弥散分布。通过上述制备的复合管还具有结合处紧密、界面处无过渡层的优点。在本专利技术中，所述FeCrAl合金粗管坯、所述Zr合金粗管坯均可通过本领域的常规方法，例如将各自的原料经过熔炼铸锭、铸锭锻造开坯、棒材轧制、管坯加工、管材多道次轧制及中间退火等工序制出预定尺寸的管坯。优选地，在步骤(1)中，使所述再结晶退火处理在真空度为0.3×10-3～1.5×10-3Pa下进行；更优选地，在步骤(1)中，使所述再结晶退火处理在真空度为0.8×10-3～1.2×10-3Pa下进行；本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核燃料包壳用复合管的制备方法，其特征在于，所述复合管包括FeCrAl合金管坯和Zr合金管坯，所述复合管的制备方法包括如下步骤：(1)将FeCrAl合金粗管坯在真空度0.1×10‑3～2×10‑3Pa、650～800℃下进行再结晶退火处理，制得FeCrAl合金管坯；(2)将Zr合金粗管坯在真空度0.1×10‑3～2×10‑3Pa、480～520℃下进行再结晶退火处理，制得Zr合金管坯；(3)将所述FeCrAl合金管坯套设在所述Zr合金管坯的外部，挤压成型，然后在真空度0.1×10‑3～2×10‑3Pa、480～520℃下进行最终退火处理，即制得FeCrAl/Zr复合管。

【技术特征摘要】
1.一种核燃料包壳用复合管的制备方法，其特征在于，所述复合管包括FeCrAl合金管坯和Zr合金管坯，所述复合管的制备方法包括如下步骤：(1)将FeCrAl合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、650～800℃下进行再结晶退火处理，制得FeCrAl合金管坯；(2)将Zr合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行再结晶退火处理，制得Zr合金管坯；(3)将所述FeCrAl合金管坯套设在所述Zr合金管坯的外部，挤压成型，然后在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行最终退火处理，即制得FeCrAl/Zr复合管。2.根据权利要求1所述的核燃料包壳用复合管的制备方法，其特征在于，在步骤(1)和步骤(2)中，分别使所述再结晶退火处理在真空度为0.8×10-3～1.2×10-3Pa下进行。3.根据权利要求1或2所述的核燃料包壳用复合管的制备方法，其特征在于，在步骤(1)中，使所述再结晶退火处理在温度为740～780℃下进行。4.根据权利要求1或2所述的核燃料包壳用复合管的制备方法，其特征在于，在步骤(2)中，使所述再结晶退火...

【专利技术属性】
技术研发人员：柏广海，孙文儒，张晏玮，薛飞，余伟炜，张伟红，刘二伟，郭立江，耿建桥，蔡晓，陈志钢，
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