一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法技术

本发明专利技术公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、7～10％Cr、1.0～2.5％W、3.5～5.5％Al、0～1.2％Nb、0～0.5％Ti、0～0.3％V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金制得合金粉末；将合金粉末与0.4～1.0％Zr和0.25～0.5％Y

Preparation of FeCrAl based ODS alloy for nuclear reactor core

【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法
本专利技术涉及核反应堆包壳材料
，具体涉及一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法。
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(不低于800℃)具有满足短周期可靠性的力学强度，这样才可以在超过设计基本事故时候提高堆芯事故的安全裕量。在这种强烈需求背景的推动下，世界核电大国对很多候选耐事故包壳材料进行了大量的高温氧化性能研究，最具有代表的包括Zr～2、Zr～4、SiC、304SS、310SS、FeCrAl基合金等材料。研究结果表明：FeCrAl基合金具有良好的抗辐照性能和抗高温氧化性能，氧化物弥散强化(ODS)则可以增强其高温下的强度，故FeCrAl基ODS合金是一种具有潜力的ATF包壳材料。目前大多商用FeCrAl基合金材料大多具有较高的Cr、Al含量(Cr:15％～30％，Al:5％～15％)，虽然抗高温氧化性能显著，但因含有较高的Cr、Al含量使合金在反应堆运行时容易时效硬化和辐照脆化，给反应堆运行带来重大安全隐患。此外现有FeCrAl合金的高温强度仍不能完全满足ATF燃料元件包壳的需求。ODS钢是一种采用粉末冶金方法制备的新型耐热钢。大量弥散分布的超细微粒通过阻碍位错运动，不仅能够提高材料的高温力学性能，而且能够增强材料的辐照稳定性。对于铁素体ODS钢，制约其发展的一大问题就是抗腐蚀能力相对较差。通常方法增加Cr含量改善其抗氧化性能，增加Cr含量可以提高抗氧化性，但是材料在长期服役的环境中出现Cr元素的富集区，严重恶化材料的力学性能。Al虽然能提高强度，并且抑制富集区的产生，但是加入Al会影响弥散粒子的种类，而弥散粒子的尺寸和数量密度，对材料性能的会起到至关重要的影响。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是：在降低Cr、Al含量制备FeCrAl基ODS合金时，如何使FeCrAl基ODS合金同时具备良好的力学性能和高温抗氧化性能，本专利技术提供了解决上述问题的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法。本专利技术通过下述技术方案实现：一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，包括以下步骤：步骤1，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；步骤2，将合金粉末与Zr和Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；步骤3，球磨后的粉末封入钢制包套中通过热等静压进行烧结致密化；步骤4，热等静压后获得合金坯，将合金坯进行锻造处理；步骤5，锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金；所述FeCrAl基ODS合金成分配方以重量计为：Cr：7％～10％，W：1.0％～2.5％，Al：3.5％～5.5％，Ti：0％～0.5％，V：0％～0.3％，Nb：0％～1.2％，Zr：0.4％～1.0％，Y2O3：0.25％～0.5％，C≤0.008％，N≤0.008％，余量为铁和杂质，所述余杂质含量符合商用工业纯铁及铁素体不锈钢的标准。进一步地，所述Cr和Al合金元素的总重量百分比含量≥11％。进一步地，所述W、Nb、Ti、Zr和V合金元素的总重量百分比含量≥3.0％。进一步地，所述步骤1中，雾化合金粉末粒径为50目～200目，雾化合金粉末的含氧量控制在0.05wt.％以下。进一步地，所述步骤2中，球磨后获得到粉末的尺寸为50μm～150μm。进一步地，所述步骤2中，采用干磨处理，球磨时间为30h，球料比为10:1。进一步地，所述步骤3中，热等静压处理的压力100MPa～200MPa，烧结温度1050℃～1150℃，保温时间2h～3h。进一步地，热等静压处理，先将升温速率控制在5℃/min以下升温至800℃，在800℃开始加压到120MPa～200MPa；然后采用2℃/min～10℃/min的升温速率升温至1100℃～1150℃保温2h。进一步地，所述步骤4中，锻造温度为1050℃，保温时间为1h～3h，锻造比为3:1。进一步地，所述步骤5中，热轧温度≤800℃，总变形量为60％～80％，最终合金材料的厚度为8mm～10mm。本专利技术具有如下的优点和有益效果：本专利技术通过热等静压的方法制备了一种成分为(7～10)％Cr，(1.0～2.5)％W，(3.5～5.5)％Al，(0～0.3)％V，(0～0.5)％Ti，(0～1.2)％Nb，(0.4～1.0)％Zr，(0.25～0.5)％Y2O3(其中C与N低于0.008wt％)的多元铁素体ODS合金材料，并通过合金元素含量优化和加工工艺控制，获得的FeCrAl基ODS合金在室温下具有很高的力学强度和合适加工的塑性，同时具有良好的高温力学强度和高温抗氧化及耐腐蚀性能。具体地，由于本专利技术采用了优选的Cr、Al、W、Nb、Zr、Ti、V和Y2O3的成分范围，在此范围内的合金元素之间的相互作用，铁基合金中，Cr、Al合金元素的总重量百分比含量不低于11％，以便能够保持较好的高温氧化性能及抗腐蚀性能；通过添加0.25％～0.5％的Y2O3，形成细小均匀弥散的氧化物，利于提高合金室温、高温力学性能；通过添加适量的W、Nb、Ti、Zr及V合金元素，以便能够析出Laves第二相粒子，进一步提高合金室温力学性能及高温强度。再结合热等静压、锻造、轧制等加工工艺，获得了粒径小于100nm的Y-Zr-O、Y-Al-O粒子均匀弥散在基体相中，粒径为10nm～40nm，经高温(650℃、20h)处理，没有出现显著的晶粒长大或粒子团聚现象，具有良好的热稳定性，产生了非常好的效果，这种效果主要表现为如下方面：1)本专利技术FeCrAl基ODS合金在1000℃水蒸气条件下具有非常优异的抗高温氧化性能，高温蒸汽氧化速率远远低于目前商用核电包壳材料Zr～4合金；2)本专利技术合金经优化配方、机械合金化、热等静压加工及锻造后获得了均匀分布的细小弥散氧化物粒子，显著提高了合金的力学性能(室温强韧性及高温强度)及合金组织的热稳定性。具体实施方式为使本专利技术的目的、技术方案和优点更加清楚明白本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：/n步骤1，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；/n步骤2，将合金粉末与Zr和Y

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤1，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；
步骤2，将合金粉末与Zr和Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；
步骤3，球磨后的粉末封入钢制包套中通过热等静压进行烧结致密化；
步骤4，热等静压后获得合金坯，将合金坯进行锻造处理；
步骤5，锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金；
所述FeCrAl基ODS合金成分配方以重量计为：Cr：7％～10％，W：1.0％～2.5％，Al：3.5％～5.5％，Ti：0％～0.5％，V：0％～0.3％，Nb：0％～1.2％，Zr：0.4％～1.0％，Y2O3：0.25％～0.5％，C≤0.008％，N≤0.008％，余量为铁和杂质，所述余杂质含量符合商用工业纯铁及铁素体不锈钢的标准。


2.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，其特征在于，所述Cr和Al合金元素的总重量百分比含量≥11％。


3.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，其特征在于，所述W、Nb、Ti、Zr和V合金元素的总重量百分比含量≥3.0％。


4.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基ODS合金的制备方法，其特征在于，所述步骤1中，雾化合金粉末...

【专利技术属性】
技术研发人员：张瑞谦，孙永铎，郑继云，孙超，辛勇，吴裕，龙绍军，
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