[发明专利]一种具有1200°C/1h短时高温组织稳定的Fe‑Cr‑Al基铁素体不锈钢

说明书

技术领域

本发明属于耐热不锈钢材料领域，涉及一种具有1200℃/1h短时高温组织稳定的Fe-Cr-Al基铁素体不锈钢。

背景技术

轻水反应堆(沸水堆和压水堆)由于现有技术成熟，仍是国际上多数核电站采用的堆型，锆合金具有优异的机械性能、耐蚀性、可加工性以及锆的低中子吸收截面系数而带来的优异耐中子辐照性能，是核反应堆中不可替代的功能材料和结构材料，其主要用作堆芯结构和燃料包壳材料。近年来，各国在提高反应堆的安全性、可靠性及在降低核电成本的同时，积极提高核反应堆的运行功率，必然会对包壳及堆芯结构材料的耐蚀性能和高温力学性能提出更为苛刻的要求。反应堆正常运行时，包壳材料的服役温度在300℃左右，当发生透水事故时堆芯温度可迅速升至1000℃，甚至1200℃，在此温度下，Zr就会和水/水蒸气发生氧化反应，从而造成燃料包壳材料的失效，例如2011年发生在日本的福岛核事故。由此，需要发展具有更大耐事故容限能力的燃料包壳材料。在目前研究的几种典型合金材料体系中，与奥氏体不锈钢和Ni基高温合金相比，Fe-Cr-Al基铁素体不锈钢具有更佳的抗中子辐照能力，而且在高温下比Zr合金具有更好的抗高温氧化性、耐蚀性及力学性能等，从而有望成为耐事故容限燃料包壳材料。

在Fe-Cr-Al基不锈钢中，Cr是保证合金耐蚀性的元素，Cr含量越高，其耐蚀性能越好，但是容易使基体中析出σ-(FeCr)及α′-Cr相，从而恶化合金的力学性能；而Al是确保合金具有抗高温水蒸气氧化的元素，但其含量过高会降低合金的加工性能。为了使合金的力学性能、耐蚀性、抗高温氧化性及加工性能达到最佳的匹配，美国橡树岭国家重点实验室做了大量的探索工作，发现具有最佳优异综合性能的成分为Fe-(13～15)Cr-(4～5)Al(wt.％)，但是高温力学性能不足。在此基础上，有多种方法来提高Fe-Cr-Al合金的组织稳定性和高温力学性能。例如，在专利文献1(CN 106995902A)中，公开了一种含有Mo,Nb,Ta,Ce,C,N,O的Fe-Cr-Al基合金，当Cr+Al≥16.0wt.％,Mo+Nb+Ta≥3.0wt.％,且(Cr+Al)/(Mo+Nb+Ta)的质量分数比例为4～8时，合金在800℃下具有较高的高温强度和组织热稳定性，在1000℃水蒸气下具有非常优异的抗高温氧化能力；专利文献2(CN 106987780A)中，公开了一种含有Mo,Nb,Zr,Si,Mn,La,Ce,Y的Fe-Cr-Al基合金，当Cr+Al+Si≥16.5wt.％,Mo+Nb+Ta≥3.5wt.％,且(Cr+Al)/(Mo+Nb+Ta)的质量分数比例为4～8时，合金在800℃下具有较高的高温强度和组织热稳定性，在1000℃水蒸气下具有非常优异的抗高温氧化能力；同时，专利文献3(CN 107058872A)中，公开了一种含有Mo,Nb,W,V,Si,Ga,Ce,C,N,O的Fe-Cr-Al基合金，当16.2≤Cr+Al+Si≤20.5wt.％,2.7≤Mo+Nb+W+V≤6.1wt.％,且(Cr+Al)/(Mo+Nb+W+V)的质量分数比例为16.2～20.5、(Cr+Al)/Si的质量分数比为3～4时，合金在800℃下也具有较高的高温强度和组织热稳定性，在1000℃水蒸气下具有非常优异的抗高温氧化能力。综上所述，专利文献1～3均提供了一种有望用于800℃～1000℃的Fe-Cr-Al基不锈钢材料，但反应堆发生透水事故时，堆芯温度可迅速升至1000℃以上、甚至到1200℃，因此，有必要针对核反应堆在发生事故时的高温运行环境开发出一种高温组织稳定性、高温力学性能、耐蚀性、抗高温氧化性及耐中子辐照性能优异的耐热铁素体不锈钢，使反应堆具有更大的安全裕量。

发明内容

本发明的目的是针对现有锆合金燃料包壳材料在高温下会与水/水蒸气发生反应而失效的不足，提供了一种在1200℃高温下具有优异高温组织稳定性、高温力学性能、耐蚀性、抗高温氧化性及耐中子辐照性能的短时耐热铁素体不锈钢，它在短时高温(1200℃/1h)条件下具有优异的组织稳定性，能够有效抑制铁素体晶粒的长大，从而确保合金在高温下的力学性能，能够在短时间内(1h)为核反应堆提供更大的安全裕量以及避免潜在的严重堆芯熔化事故，有望成为新一代耐事故容限燃料(accident-tolerant fuel,ATF)包壳材料。