一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法技术

本发明专利技术公开了一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe；Mo和W两者相互协同，作为一种可能的优选方式，W和Mo的质量比为1.8:1～2.2:1，还可添加0.003～0.01％B和/或2～4％Al，且Cr和Al质量百分数≤24％，保证了所得不锈钢的固溶强化效果，也具有析出强化效果，提高了不锈钢的力学强度和抗蠕变性能。能。能。

【技术实现步骤摘要】
一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法


[0001]本专利技术涉及高温合金材料及特种合金材料
，具体涉及一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法。

技术介绍

[0002]目前全球核电机组普遍为压水式反应堆，其传热工质采用“朗肯循环”，限制了循环效率的提升(目前最先进的大型水冷堆，热效率刚刚超过40％)，不再适用于未来核反应堆的设计理念。
[0003]采用超临界流体作为传热工质的“布雷顿循环”，利用超临界流体在拟临界区附近存在物性突变现象，可有效降低压缩功耗，实现气冷堆在中等堆芯出口温度下达到较高传热效率。同时相较于蒸汽循环，布雷顿循环系统体积大幅减小，也正因此，以超临界气体作为传热工质的反应堆，成为GEN IV设计研发的热点之一。
[0004]燃料包壳，是反应堆的第二道屏障(燃料本身作为第一道屏障)，作用是防止裂变产物逸散、避免燃料受冷却剂腐蚀以及有效导出热能。压水堆包壳材料主要采用Zr合金，超临界气冷式反应堆系统设计堆芯出口温度为650℃，已超过Zr合金的使用极限，必须考虑研发新型合金。
[0005]从目前公开报导资料来看，20世纪60年代英国研发的第二代商用改进型气冷堆(Advanced Gas Reactor,AGR)，是气冷堆的典型代表，AGR堆的传热工质采用4MPa的CO2，堆芯出口平均温度设计为650℃，这是迄今为止工况环境最接近超临界气冷式反应堆的堆型。AGR堆使用20Cr25NiNb不锈钢作为包壳材料，已有超过40年的堆内运行经验。原型20Cr25NiNb高温强化相只有MC相，缺乏其他强化相。根据国内仿制材料研究数据，650℃下该种钢的高温力学强度和蠕变性能均较差，这显然无法满足采用超压力设计的气冷式反应堆的服役需求。

技术实现思路

[0006]本专利技术的目的在于提供一种超临界流体冷气堆燃料包壳用奥氏体不锈钢及其制备方法，以解决国内制备得到的20Cr25NiNb在650℃下高温力学强度和蠕变性能均较差，无法满足服役需求的问题。
[0007]本专利技术提供一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe。
[0008]本专利技术的有益效果：本专利技术通过Ni含量大于Cr含量且Ni含量大于24wt％的设计，保证了高温固溶处理后得到基体为奥氏体FCC结构(图1，图1中M的曲线和SiO2的曲线是重合的)。通过添加Mo和W，Mo和W两者相互协同，保证了所得不锈钢的固溶强化效果，也具有析出强化效果，提高了不锈钢的力学强度和抗蠕变性能。
[0009]作为一种可能的优选方式，W和Mo的质量比为1.8:1～2.2:1，优选地，W的质量百分数小于3％，以使得固溶强化效果更好。
[0010]作为一种可能的优选方式，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，1.0～1.5％Mo，2.0～3.0％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe，以使得固溶强化效果更好。
[0011]作为一种可能的实施方式，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，0.003～0.01％B和/或2～4％Al，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe，Cr的质量百分数和Al的质量百分数之和不大于24％；添加B元素，B、Mo以及W三者协同作用，在保证固溶强化效果的同时还可以有效地抑制了长时间高温(>650℃)下Laves第二相的粗化和在满足相平衡的情况下促进性能良好相的析出，从而显著提高不锈钢的组织稳定性，保证了长时高温服役下不锈钢抗蠕变强度；如图2所示，在本专利技术的Ni和Cr元素含量范围内，即使按上述成分要求添加了Al元素，固溶处理并快冷后得到的不锈钢也是奥氏体相(Cr的质量百分数和Al的质量百分数之和大于24％则有铁素体相析出)，但是添加Al元素以后，Al、B、Mo以及W四者共同协同作用，不仅具有前述的效果，Al元素促进镍铝相在基体弥散析出，实现了更好的析出强化效果，而且由于高Cr含量使得材料高温下生成氧化铬，氧化铬作为载体在其与奥氏体基体之间生成氧化铝膜(当没有氧化铬时，很难单独形成氧化铝膜的，两者缺一不可)。从而相比现有反应堆燃料包壳材料20Cr25NiNb，可同时提高了不锈钢的高温力学性能和抗腐蚀性能；最后还进一步保证了长时高温服役下不锈钢抗蠕变强度。
[0012]作为一种可能的实施方式，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金包括以下质量百分数的成分：20％Cr，26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，1.0～1.5％Mo，2.0～3.0％W，0.003～0.01％B和/或3％Al，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe；效果与上一个可能的实施方式相同，不再赘述。
[0013]作为一种可能的实施方式，所述Fe来源的原料的纯度大于99.9wt％。
[0014]本专利技术还公开了一种上述超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金的制备方法包括：
[0015]将各原料混合后熔炼成铸锭；
[0016]将铸锭在1100℃～1300℃下退火2～3小时，得到钢锭；
[0017]将钢锭在1180℃～1220℃下保温2～3小时后进行锻造，锻造比4:1～5:1，终锻温度为1050℃～1100℃，得到板材；
[0018]将板材在1150℃～1250℃下进行固溶处理0.5～2小时后淬灭；
[0019]将固溶处理得到的板材在920℃～940℃的惰性气体中保温0.8～1.2小时后炉冷。
[0020]本专利技术的有益效果：本专利技术通过各个步骤的相互配合，使得最终获得的奥氏体不锈钢具有较为均匀细小的组织，避免了C元素形成Cr
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C6，减小了晶间腐蚀发生的可能，提高不锈钢的力学性能和组织稳定性。
[0021]作为一种可能的优选方式，钢锭在进行锻造之前还包括除去钢锭表面的氧化皮。
[0022]作为一种可能的优选方式，板材在固溶处理之前还包括除去所述板材表面的氧化
皮。
[0023]作为一种可能的实施方式，熔炼在真空熔炼炉内进行，熔炼炉内的真空度为1
×
10
‑3～1
×
10
‑2Pa。
附图说明
[0024]图1为(19
‑
24)％Cr24％Ni合金本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，其特征在于，包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe。2.根据权利要求1所述的超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，其特征在于，所述W和Mo的质量比为1.8:1～2.2:1，优选地，所述W的质量百分数小于3％。3.根据权利要求1或2所述的超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，其特征在于，包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，1.0～1.5％Mo，2.0～3.0％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe。4.根据权利要求1所述的超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，其特征在于，包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，0.003～0.01％B和/或2～4％Al，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe。5.根据权利要求3所述的超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金，其特征在于，包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，26％Ni，0.03～0.1％C，0....

【专利技术属性】
技术研发人员：舒茗，孙永铎，唐睿，党莹，刘肖，陈勇，魏光强，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：