[发明专利]核反应堆合金材料，其制备方法、部件及焊接方法

说明书

本申请公开了一种核反应堆合金材料，其制备方法、部件及焊接方法。基于所述合金的总重量，所述合金材料包括：C，0.030‑0.070wt％；Si，0.04‑0.40wt％；Mn，0.50‑1.50wt％；Cr，10.30‑12.00wt％；Ni，0.5‑1.20wt％；N，0.005‑0.020wt％；V，0.05‑0.15wt％；Mo，0.80‑1.2wt％；Ti，0.004‑0.010wt％；Al，0.005‑0.020wt％；P，0.002‑0.015wt％，及余量的Fe。本发明的核反应堆合金材料无需进行渗铬氮处理且和钠冷快中子反应堆六角管合金良好焊接，可用于诸如过渡段、操作头、定位垫块等钠冷快中子反应堆部件的制造。

技术领域

本发明涉及核反应堆合金材料，特别涉及超低碳复相马氏体钢合金材料、制备方法及其在核反应堆中的用途。

背景技术

当前第四代核能系统正在蓬勃发展，钠冷快中子反应堆(以下简称钠冷快堆)是其中的重要发展方向。在钠冷快堆中，堆芯燃料组件是核心部件，如图1所示，其包括操作头1、过渡段2、上定位件3、六角管4等零部件。相对于早期压水堆，钠冷快堆的反应温度更高、中子辐射剂量更大，堆芯燃料组件长期处于360-600℃下，经受高剂量中子辐照损伤，且还需经受冷却剂液钠的腐蚀。

堆芯燃料组件中，操作头1、过渡段2和六角管4通过焊接方式相连接。过渡段2分为上过渡段2A、下过渡段2B两部分。上过渡段2A与操作头1设计为一体，下过渡段2B与管脚通过螺纹连接并进行防松焊接。组件之间的上定位件3(也称定位垫块3)也设计在过渡段2上，定位垫块3与堆芯围桶一起组成堆芯组件约束系统，保证堆芯组件的径向定位和六角管4的盒间距。工作时，组件在冷却剂液钠冲刷以及堆芯动部件作用下处于振动状态。定位垫块3之间相互碰撞，传递、承受约束载荷。同时定位垫块3处的温度可达到550℃，在高温下膨胀接触、挤压。材料浸泡在高温液钠中相互接触有自焊倾向，这是设备零部件失效和紧急停堆事故的原因。

综合服役环境、工作状态可知，上过渡段2A及焊缝要求高温强度及组织稳定性，下过渡段2B及焊缝要求抗脆化的性能。定位垫块3材料需要高硬度、耐磨、抗高温载荷、防自焊。

在其它早期核能系统的试验快堆中，堆芯燃料组件的六角管采用316类不锈钢，过渡段2、操作头1、定位垫块3均采用304类不锈钢，但304硬度较低，抗自焊性差，需要以渗铬氮化工艺进行表面硬化。渗铬氮化工艺复杂、设备投入大、污染环境，零部件生产成本高，在国家环保政策日趋紧张的情况下，后续生产难以为继。此外，钠冷快堆燃耗更高，中子辐照浓度更高，传统奥氏体不锈钢，如316不锈钢，抗辐照肿胀性能不足，容易变形，进而大大缩短由其所制备零部件及堆芯燃料组件的寿命。因此，316不锈钢已无法满足钠冷快堆零部件特别是堆芯燃料组件性能要求。

目前已开发出一种低硅高氮铁素体/马氏体钢(以下简称CN-FMS合金)，部分解决了上述问题，可用于钠冷快堆堆芯燃料组件中六角管的制造。但该材料热裂敏感性高，焊接时产生较多缺陷，因而不适于用作制造堆芯燃料组件中诸如过渡段、操作头、定位垫块等的其它部件的钢材。

为此，需要结合钠冷快堆堆芯燃料组件服役环境、工作状态，开发一种无需复杂后处理工艺且满足各项性能要求，且具有好的焊接质量的堆芯燃料组件用合金材料，用于诸如过渡段、操作头、定位垫块等部件的制造。

发明内容

有鉴于此，本发明的主要目的在于提供一种无需进行渗铬氮处理并具有良好焊接质量的用于核反应堆，特别是钠冷快堆的堆芯染料组件的合金材料及其制造方法。

因此，本发明的第一方面提供一种核反应堆合金材料，特别是超低碳复相马氏体钢合金(以下简称CN-GD合金)，基于所述合金的总重量，所述合金包括：

C，0.030-0.070wt％；

Si，0.04-0.40wt％；

Mn，0.50-1.50wt％；