具有核壳结构粒子析出的1200℃短时高温组织稳定的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢制造技术

一种具有核壳结构粒子析出的1200℃短时高温组织稳定的Fe‑Cr‑Al系铁素体不锈钢，属于新材料技术领域，包括Fe、Cr、Al、Mo、Nb、Ta和Zr元素，C、Si、Mn、S、P为杂质元素，合金成分的质量百分比为(wt.％),Cr：13.0～15.0，Al：4.0～5.0，Mo：1.5～3.0，Nb：0.2～2.0，Ta：0.5～1.5，Zr：0.2～0.4，Si≤0.4，C≤0.02，Mn≤0.8，S≤0.035，P≤0.035，Fe：余量，且Cr/(Mo+Nb+Ta+Zr)的原子百分数比例为8：1，Mo/(Nb+Ta+Zr)的原子百分数比例为2：1，Nb/Ta＝1：1，并在此基础上调整(Nb/Ta)和Zr的比例。本发明专利技术材料的组织特征为在1050～1200℃高温下，除了在基体晶界上析出Laves相粒子外，还存在一类具有高温稳定的以Fe

【技术实现步骤摘要】
具有核壳结构粒子析出的1200℃短时高温组织稳定的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢
本专利技术属于耐热不锈钢材料领域，特别涉及一种具有核壳结构粒子析出的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢，析出的第二相粒子在1200℃/1h仍未发生回溶现象，表现出优异的高温组织稳定性，从而确保了合金在高温下的力学强度，有望用作核反应堆耐事故容错燃料包壳材料、以及超超临界火力发电站的关键结构材料等。背景介绍燃料包壳材料作为核电反应堆中重要的结构材料，因其处在反应堆内部高温高辐照的条件下，故对性能提出了更高的要求。Zr合金由于具有良好的力学性能、耐蚀性能、可加工性以及低的中子截面吸收系数等，是目前核电反应堆中应用最广的燃料包壳材料。Zr合金包壳材料正常的服役温度约在300℃左右，但当发生透水事故时，堆芯内部的温度可瞬时上升到1000℃以上，甚至1200℃，在此温度下Zr合金包壳材料严重软化，力学性能不满足性能要求；同时Zr元素还会与高温水蒸气反应生成大量的氢气，当氢气聚集到一定量时就会引起爆炸，例如2011年发生的日本福岛核电站事故。因此，需要在提升包壳材料抗氧化性能本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种具有核壳结构粒子析出的1200℃短时高温组织稳定的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢，其特征在于：所述的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢包括Fe、Cr、Al、Mo、Nb、Ta和Zr元素，C、Si、Mn、S、P为杂质元素，合金成分的质量百分比为(wt.％)如下，Cr：13.0～15.0，Al：4.0～5.0，Mo：1.5～3.0，Nb：0.2～2.0，Ta：0.5～1.5，Zr：0.2～0.4，Si≤0.4，C≤0.02，Mn≤0.8，S≤0.035，P≤0.035，Fe：余量，且Cr/(Mo+Nb+Ta+Zr)的原子百分数比例为8：1，Mo/(Nb+Ta+Zr)的原子百分数比例为2：1，Nb...

【技术特征摘要】
1.一种具有核壳结构粒子析出的1200℃短时高温组织稳定的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢，其特征在于：所述的Fe-Cr-Al系铁素体不锈钢包括Fe、Cr、Al、Mo、Nb、Ta和Zr元素，C、Si、Mn、S、P为杂质元素，合金成分的质量百分比为(wt.％)如下，Cr：13.0～15.0，Al：4.0～5.0，Mo：1.5～3.0，Nb：0.2～2.0，Ta：0.5～1.5，Zr：0.2～0.4，Si≤0.4，C≤0.02，Mn≤0.8，S≤0.035，P≤0.035，Fe：余量，且Cr/(Mo+Nb+Ta+Zr)的原子百分数比例为8：1，Mo/(Nb+Ta+...

【专利技术属性】
技术研发人员：王清，牛犇，董闯，张瑞谦，
申请(专利权)人：大连理工大学，
类型：发明
国别省市：辽宁;21