[发明专利]一种FeCrAl不锈钢包壳管及其制备方法

说明书

本发明针对耐事故核燃料元件用现有FeCrAl不锈钢包壳辐照脆化严重、加工难的特点，公开了一种FeCrAl不锈钢包壳管及其制备方法，包括按质量百分比计的如下各组分：Cr：8～14％，Al：3～6％，Mo：0.5～2％，Y：0.05～0.2％，Fe：余量；包壳管材外径6～10mm，管材壁厚0.2～0.6mm；在轧制变形时采用温轧+冷轧多道次复合轧制工艺或跳过热轧直接进行多道次小变形量冷轧工艺。该FeCrAl不锈钢成分在抗腐蚀、抗高温氧化、抗辐照性能优良，力学性能适中。制备方法能够加工出500kg级以上铸锭的FeCrAl不锈钢包壳管，可克服FeCrAl不锈钢晶粒粗大且不均匀、难以破碎的缺点。

技术领域

本发明涉及核动力或核电站水堆用核燃料元件包壳材料技术领域，具体涉及一种FeCrAl不锈钢包壳管及其制备方法。

背景技术

二、三代传统轻水堆采用以UO2为燃料、Zr合金为包壳的燃料体系，核燃料的包壳作为核电站防止放射性物质泄漏的第一道核安全屏障，并长期服役于强中子辐照、高温冷却剂腐蚀以及内外应力作用等复杂服役环境。2011年日本福岛核事故暴露了锆合金包壳材料的不足：高温下锆-水反应大量产氢最终导致核爆。面向未来反应堆需求，特别是福岛事故暴露出现有现役轻水堆核燃料用锆合金包壳存在的改进需求，还是新型核反应堆对核燃料提出的全新要求和挑战，先进不锈钢技术的研发势在必行。FeCrAl不锈钢因其良好的化学相容性、较成熟的应用经验、良好的高温力学性能及抗高温氧化性能，成为国内外主要的新型包壳材料技术路线之一，不仅可以有效解决福岛事故中出现的锆水剧烈化学反应产生大量氢气的技术难题，也能够较好的满足新型核反应堆高温、高压、特定介质等多种特殊的运行环境。

在具有其上述优点的同时，FeCrAl不锈钢也有一些缺点需要克服：(1)由于现有核燃料元件包壳FeCrAl不锈钢采用高含量LAVES相强化，FeCrAl不锈钢具有较为明显的中子辐照后脆化效应；(2)由于FeCrAl不锈钢相对于锆合金中子的吸收截面大，因此需要设计特定的超薄壁厚配合微合金化材料组织强化，以保证包壳管结构既有可靠的结构刚度、高温持久性能，又有反应堆堆芯可接受的中子性能；(3)FeCrAl不锈钢感应熔炼后晶粒粗大不易塑性加工，超薄壁管材加工难度大，管材质量不易控制，管材内表面裂纹、折叠等微小缺陷容易出现。

本发明综合考虑包壳材料的抗氧化、抗中子辐照脆化性能以及其他服役性能、管材的加工性能，综合考虑成分设计，提出本专利。

发明内容

本发明的第一个目的在于提供一种FeCrAl不锈钢包壳管，解决现有的FeCrAl不锈钢包壳材料的明显中子辐照后脆化效应的问题；本发明的第二个目的在于提供包壳管的制备方法，解决现有的FeCrAl不锈钢初始(感应熔炼锻造后)晶粒粗大，超薄壁管材塑性加工难度大，管材质量不易控制的问题。

本发明通过下述技术方案实现：

本发明的第一个目的在于提供一种FeCrAl不锈钢包壳管，所述FeCrAl不锈钢包括按质量百分比计的如下各组分：Cr：8～14％，Al：3～6％，Mo：0.5～2％，Y：0.05～0.2％，Fe：余量；

所述包壳管材的尺寸为：管材外径6～10mm，管材壁厚0.2～0.6mm；

所述包壳管在制备过程中，轧制变形时采用温轧+冷轧多道次复合轧制工艺或跳过热轧直接进行多道次小变形量冷轧工艺。

在一可选的实施例中，所述FeCrAl不锈钢包括按质量百分比计的如下各组分：Cr：9～10％，Al：5～6％，Mo：1～2％，Y：0.05～0.2％，Ta：0.05～0.1％或Nb：0.05～0.15％或Ti：0.01～0.03％，余量为Fe和符合工业标准的杂质。