[发明专利]一种核反应堆燃料包壳及包壳涂层用的FeCrSi合金材料及热处理方法

说明书

本发明提出了一种核反应堆燃料包壳及包壳涂层用的FeCrSi合金材料及热处理方法，该FeCrSi合金材料的合金元素质量占总质量的百分比为：8.0％≤Cr≤25.0％,0.5％≤Si≤5.0％,0.1％≤Al≤5.0％,0.1％≤Mo≤5.0％,0.1％≤Nb≤5.0％,0.01％≤Y≤1.0％,0.1％≤W+V+Ta+Zr≤0.5％,C≤500ppm,N≤500ppm,O≤500ppm,P≤100ppm,S≤100ppm,余量为Fe；对经过铸造、均匀化热处理、锻造、热轧后的上述FeCrSi合金的进行时效和退火处理；均匀化热处理工艺为1150±50℃下保温24‑48h，时效热处理工艺为820±20℃下保温24～72h，退火热处理包括720±10℃下保温4～8h；FeCrSi合金材料在高温水蒸气环境中具有优异的抗氧化性能。该FeCrSi合金可以用于制备核燃料元件包壳管，锆合金的涂层，钼合金的涂层，核燃料包壳管的涂层等堆芯结构部件。

技术领域

本发明涉及核燃料包壳材料技术领域，具体而言，本发明涉及一种的核反应堆燃料包壳及包壳涂层用的FeCrSi合金材料及热处理方法。

背景技术

反应堆的堆芯环境异常极端，核燃料包壳长期处于高温、高压、腐蚀等环境中，同时还面临强中子辐照，因此核燃料包壳材料需要较好的耐腐蚀性和抗辐照性。传统核电站中，常使用锆合金作为燃料包壳。然后，该反应堆燃料包壳(锆合金)在事故工况下(如福岛核事故)会与高温水蒸汽发生剧烈的氧化反应并产生大量的氢气，释放大量的热量，最终可以导致反应堆堆芯熔化或氢气爆炸。相较于传统的UO₂-Zr核燃料体系，事故容错燃料可以在反应堆正常运行工况下保持或者提高燃料的性能，而且在事故发生后的相当长的一段时间内能够维持堆芯的完整性，这样就可以赢得足够的时间裕量来采取应对措施。

目前，能够代替锆合金的事故容错燃料包壳材料可分为陶瓷类和金属类两类：陶瓷类以SiC/SiC复合材料为主要代表；金属类以Fe基合金FeCrAl材料和难熔金属Mo及其合金为主要代表。难熔金属Mo及其合金的抗辐照性和综合力学性能较好，但是其抗腐蚀性较差。SiC本身存在脆性等缺陷，而且其连接密封性和加工制造等方面还有待探索。FeCrAl合金的研在热学性能和力学性能等方面表现较好，但其抗腐蚀性能和抗辐照性能还有待进一步改进，而且其最终的成分还未能确定。

一般认为，事故容错燃料的包壳必须满足以下三个基本要求：第一，满足所有的燃料设计、性能和可靠性的要求；第二，在正常运行工况及高温下能够维持反应堆堆芯的冷却能力以及堆芯的完整性；第三，在事故工况下具有较强的抗水蒸汽氧化的能力，并且能够在相当大的程度上减少氢气的产生从而避免氢爆的发生。比如，事故容错燃料或者事故容错燃料的包壳材料必须能够在800-1200℃的水蒸气环境中一定时间内保持较低的氧化速率，同时具有一定的满足设计要求的力学性能，从而为堆芯事故的处理提供安全裕量。

事故容错燃料包壳材料选择的依据为LOCA工况下核燃料包壳材料的抗水蒸气氧化能力及热冲击下的完整性。其中，抗高温水蒸气氧化能力是其最重要的指标之一。然而，目前核电站用的燃料包壳材料商用Zr合金的抗高温水蒸气氧化的能力较差。由于在典型的压水堆结构中，燃料-包壳体系面临异常复杂的工况，现有的FeCrAl合金不能完全适用于反应堆中的包壳系统。

发明内容

本发明旨在至少在一定程度上解决上述技术问题。为此，本发明的一个目的在于提出一种具有良好的抗高温氧化性能的核燃料包壳及包壳涂层用的FeCrSi合金材料及热处理方法。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：