一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用制造技术

本发明专利技术公开了一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用，高强韧性不锈钢材料为含有金属碳化物作为弥散纳米第二相的铁素体/马氏体不锈钢基合金；所述金属碳化物中的金属元素包括Zr，以及Ta和/或V。通过现有铁素体/马氏体不锈钢基合金的基础上，向其制备的过程中添加金属元素，使得这些金属元素和铁素体/马氏体不锈钢基合金中的碳元素形成金属碳化物，金属碳化物的尺寸为纳米级，在铁素体/马氏体不锈钢基合金中作为弥散纳米第二相，能够显著提高不锈钢合金的高温强度和组织热稳定性。热稳定性。

【技术实现步骤摘要】
一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用


[0001]本专利技术涉及核
，具体涉及一种能用在铅冷快堆服役环境中服役的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用。

技术介绍

[0002]反应堆包壳材料的可靠性是制约未来先进核能可持续利用的主要瓶颈问题之一，决定着核能系统的可行性、安全性和经济性。前期研究表明，铁素体/马氏体合金(F/M合金)因具有优良的腐蚀性能、抗辐照肿胀性能及稳定的热物理性能，已成为了第四代先进核能系统的首选结构材料，是目前第四代核能快堆用结构材料的重要发展趋势，对核反应堆系统安全可靠性具有重要意义。
[0003]对于第四代先进核能系统的铅冷快堆而言，其包壳材料面临的辐照和腐蚀环境将比现有的商用裂变堆更加严酷。例如，同现行绝大多数商业核电站较低的运行温度(≤350℃)和中子辐照剂量相比，铅冷快堆的包壳部件面临的服役环境将更加苛刻：(1).较高运行温度(500℃～650℃)，未来会更高；(2).苛刻的腐蚀环境(液态Pb
‑
Bi腐蚀)；(3).高中子辐照剂量：50～150dpa之间，最高本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料为含有金属碳化物作为弥散纳米第二相的铁素体/马氏体不锈钢基合金；所述金属碳化物中的金属元素包括Zr，以及Ta和/或V。2.根据权利要求1所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料中含有硅元素，所述硅元素的含量为0.1～0.8wt％。3.根据权利要求1或2所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料中Cr元素的含量为8.0～11.0wt％。4.根据权利要求1所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，包括以下含量的元素：C 0.1～0.2wt％，Cr 8.0～11.0wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr 0.01～0.1wt％，Ta和V的总含量为0.3wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。5.根据权利要求4所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，包括以下含量的元素：C 0.1～0.15wt％，Cr 8.0～9.5wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr 0.01～0.06wt％，Ta和V的总含量为0.30...

【专利技术属性】
技术研发人员：何琨，王辉，李刚，赵可，刘然超，黄兰兰，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：