一种核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料及温轧强化方法技术

本发明专利技术公开了一种核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料及温轧强化方法，涉及燃料包壳技术领域。本发明专利技术中核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，提高了燃料包壳在事故工况下的抗水蒸气氧化性能，延长了核电站发生事故时的应急响应时间，提供的温轧强化技术适用于该包壳材料力学性能强化，并且在模拟LOCA工况下的高温水蒸气环境中表现出优异的抗氧化性能，具有优良的事故容错能力，搭配适用的温轧强化工艺，使该FeCrA1合金具备良好的热加工性能，可用于制备核燃料元件包壳。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及燃料包壳，具体为一种核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料及温轧强化方法。

技术介绍

1、作为清洁高效的能源，核能在我国工业发展中发挥着举足轻重的作用。因此，发展安全、高效的核电技术是与我国经济发展密切相关的重要课题。现代核裂变能技术的关键性问题是反应堆安全性，而核燃料包壳是核燃料最核心的保护屏障，与核反应堆系统的服役性能直接相关，是反应堆安全防护系统最重要的组成部分。为进一步提高核能系统的综合效益，世界各国于2000年启动了第四代核能系统的研发计划，要求组成材料将在保持经济性的同时能够在更加严苛的工作环境服役较长时间。2011年日本福岛核事故之后，要求新型包壳材料具有事故容错能力，即更好的抗氧化性、高温稳定性和抗辐照性能，在高温失水事故(loca,loss of coolant accident)下仍然能够在足够长的时间内安全运行，当前正在使用的核燃料包壳材料距离应用需求指标需求仍有一定距离，因此需要开发一种机械性能良好、组织稳定以及抗辐照性能优良的新型核燃料包壳材料。

2、如公开号为cn106399846a的专利申请，公开本文档来自技高网...

【技术保护点】

1.一种核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于，所述核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料包括以下质量百分数的组分：11~14%的Cr、5.5~6.5%的Al、0~3.5%的Mo、0.1~0.4%的Si、0.01~0.5%的Y、C≦0.01%、N≦0.01%、75~79%的Fe。

2.根据权利要求1所述的一种核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于，所述FeCrAl合金材料经过温轧后的晶粒尺寸为30~60μm。

3.根据权利要求1所述的一种核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其特征在于，包括以下质量百分数的组分：12.5~...

【技术特征摘要】

1.一种核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料，其特征在于，所述核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料包括以下质量百分数的组分：11~14%的cr、5.5~6.5%的al、0~3.5%的mo、0.1~0.4%的si、0.01~0.5%的y、c≦0.01%、n≦0.01%、75~79%的fe。

2.根据权利要求1所述的一种核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料，其特征在于，所述fecral合金材料经过温轧后的晶粒尺寸为30~60μm。

3.根据权利要求1所述的一种核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料，其特征在于，包括以下质量百分数的组分：12.5~13.3%的cr、5.7~6.2%的al、0.8~2%的mo、0.1~0.4%的si、0.01~0.3%的y、c≦0.01%、n≦0.01%、76~78%fe。

4.根据权利要求3所述的一种核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料，其特征在于，所述cr占fecral合金材料总质量的12.8~13.0%。

5.一种如权利要求1所述的核反应堆燃料包壳材料用fecral合金材料的温...

【专利技术属性】
技术研发人员：乔英杰，王鹏，王晓东，戚文，张晓红，
申请(专利权)人：中国石油大学华东，
类型：发明
国别省市：