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