轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金、制造方法与应用与流程

本发明属于核电领域，具体涉及一种轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金、制造方法与应用。

背景技术：

1、水冷核电厂现有的燃料元件包壳采用锆合金，锆合金的中子俘获截面低，具有良好的耐高温高压水腐蚀性能、良好的综合力学性能和较高的导热性能。然而，在反应堆发生冷却剂丧失事故（loss of coolant accident，loca）异常升温时，锆合金与水介质发生激烈反应，会导致燃料元件包壳破裂。因此，寻找更加安全的包壳材料，是水冷核电厂燃料组件开发的重要课题。

2、国际核工业界提出了耐事故燃料（accident tolerant fuel，atf）的概念，并将fecral合金作为atf燃料元件的候选包壳材料。研究已表明，如果将水冷核电厂现役核燃料元件的包壳材料由锆合金更换为fecral合金，为了确保包壳的中子经济性，燃料元件包壳的壁厚就要由0.57mm减薄至0.30mm ，相应的，包壳材料的强度增加80％以上才能够确保包壳的承载能力。

3、在loca过程中，fecral合金包壳因高温水蒸气的氧化而要减薄，合金包壳的承载能力要相应降低。因此，增强fecral合金包壳的抗高温氧化性能，对于提高atf燃料元件安全性十分重要。

技术实现思路

1、本发明的目的在于，提供一种轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金，该耐热合金对loca具有良好的承受能力并具有良好的抗中子辐照能力。本发明还提供一种轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法与应用。

2、根据本发明一个方面的实施例，提供一种轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金，按质量比计，其成分包括：9.0%-11.5%的cr，5.0%-6.0%的al，1.2%-2.0%的mo，0.10%-0.50%的sn，0.0005%-0.03%的be，0.03%-0.35%的y+zr，其中zr控制在0.008%-0.05%，余量为fe和不可避免的杂质，其中杂质中的c+n含量不超过0.001%。

3、在该耐热合金中，cr是基本的合金元素，以固溶形式存在于合金基体中，确保了合金的强度和耐腐蚀/氧化性能。合金元素mo主要是强化合金，并改善了合金的耐腐蚀/氧化性能。合金元素al以固溶形式存在于合金的铁素体基体中，在高温条件下发生选择性氧化而在合金表面形成一层致密的al2o3层，确保合金的高温抗氧化性，进而降低冷却剂丧失事故发生时包壳破裂的风险。添加合金元素be和sn，主要目的是增强合金的抗高温氧化性能。在900℃—1400℃的高温下，be和sn均全部固溶在合金的铁素体基体中，当al生成al2o3时be生成氧化物并掺杂al2o3，be氧化物与al2o3一起形成合金表面的氧化膜，sn则以阳离子形式存在于al2o3中。be氧化物比al2o3更为致密，从而增强了合金的抗高温氧化性能。al2o3中的sn阳离子起“钉扎”作用，降低了氧阴离子的迁移率，从而降低了合金的高温氧化速率。由于be、sn增强了合金的抗高温氧化性能，因此，可适当降低合金中的cr含量，以缓解合金的中子辐照脆化趋势。同时，be、sn均强化铁素体基体，并有细化基体晶粒的作用，因此，可适当降低合金中的mo含量，以降低乏燃料的放射性。

4、y的电负性低于zr，y的活性元素效应要强于zr；zr离子的半径小于y离子，导致掺杂zr的al2o3的致密性要优于掺杂y的致密性。因此，作为活性元素y、zr宜复合添加在合金中，其主要目的是增强表面氧化层的高温粘附性，其中zr的含量范围控制在0.008—0.05wt%。在900℃—1400℃的高温下，合金元素y、zr主要固溶在铁素体基体中，而少部分y、zr则分别以fe17y2沉淀相粒子、zr(fe,cr)2沉淀相粒子的形式析出，这些细小的沉淀相粒子有利于提高合金组织的高温稳定性。c、n均属奥氏体形成元素，因此，将c和n作为杂质元素进行严格控制，以避免合金基体在高温下由铁素体转变为奥氏体。

5、如前所述，高温下固溶在合金基体中的be、sn原子转变为阳离子态，或以氧化物形式掺杂al2o3，或以阳离子形式固溶在al2o3中，其结果是降低了表面氧化膜中氧阴离子的迁移率，从而改善了合金的抗高温氧化性能。从be、sn改善合金高温氧化性能的角度，sn当量经验公式为[sn]eq＝[sn]＋15[be]，0.1wt%<[sn]eq<0.5wt%，[sn]是sn含量，[be]是be含量，其中，[sn]：0.1% - 0.5%，[be]: 0.0005% - 0.03%。

6、进一步地，在部分实施例中，耐热合金基体组织为铁素体等轴晶。铁素体组织在高温下能够保持较好的力学性能，等轴晶组织则能够避免薄壁结构出现各向异性。

7、进一步地，在部分实施例中，所述轻水反应堆燃料组件用耐热合金的室温屈服强度为380mpa-630mpa，抗拉强度为550mpa-870mpa，断裂延伸率为20%-38%。

8、根据本发明另一个方面的实施例，提供一种轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，该方法包括以下步骤：按照前述任一实施例中所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金成分配比进行熔炼并浇铸，得到合金铸锭；对所述合金铸锭在1150℃-1250℃热锻，得到锻材；对所述锻材进行热成型加工，并在900℃-1100℃下退火，得到成品合金。

9、进一步地，在部分实施例中，所述热成型加工包括1000℃-1100℃下的热轧加工或1050℃-1150℃下的热挤压加工。

10、进一步地，在部分实施例中，所述锻材在退火前还包括冷轧加工。冷轧加工能够使合金基体中的晶粒充分变形，从而在退火阶段形成均匀的等轴晶结构。

11、进一步地，所述成品合金为管材、棒材或板材。

12、根据本发明又一个方面的实施例，提供一种轻水反应堆燃料组件用耐热合金的应用，采用前述任一实施例中所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金，经过前述任一实施例中的轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，制造为轻水反应堆燃料组件的包壳、导向管或格架。

技术特征：

1.一种轻水反应堆燃料组件用耐热合金，其特征在于，其成分按质量百分比计包括：9.0%-11.5%的cr，5.0%-6.0%的al，1.2%-2.0%的mo，0.10%-0.50%的sn，0.0005%-0.03%的be，0.03%-0.35%的y+zr，其中zr控制在0.008%-0.05%，余量为fe和不可避免的杂质，其中杂质中的c+n含量不超过0.001%。

2.根据权利要求1所述的耐热合金，其特征在于，其成分满足：0.1wt% < [sn]eq <0.5wt%，[sn]eq＝[sn]＋15[be]，其中[sn]是sn含量，[be]是be含量，[sn]eq为sn当量。

3.根据权利要求1或2所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金，其特征在于，所述轻水反应堆燃料组件用耐热合金的基体为单一的铁素体组织。

4.根据权利要求1或2所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金，其特征在于，所述轻水反应堆燃料组件用耐热合金的室温屈服强度为380mpa-630mpa，抗拉强度为550mpa-870mpa，断裂延伸率为20%-38%。

5.一种轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，其特征在于，包括以下步骤：

6.根据权利要求5所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，其特征在于，所述热成型加工包括1000℃-1100℃下的热轧加工或1050℃-1150℃下的热挤压加工。

7.根据权利要求5或6所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，其特征在于，所述锻材在退火前还包括冷轧加工。

8.根据权利要求5或6所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，其特征在于，所述成品合金为管材、棒材或板材。

9.一种轻水反应堆燃料组件用耐热合金的应用，其特征在于，采用如权利要求1至4中任一所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金，经过如权利要求5至8中任一所述的轻水反应堆燃料组件用耐热合金制造方法，制造为轻水反应堆燃料组件的包壳、端塞、导向管或格架。

技术总结
一种轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金，按质量比计，其成分包括：9.0%‑11.5%的Cr，5.0%‑6.0%的Al，1.2%‑2.0%的Mo，0.10%‑0.50%的Sn，0.0005%‑0.03%的Be，0.03%‑0.35%的Y+Zr，其中Zr控制在0.008%‑0.05%，余量为Fe和不可避免的杂质，杂质中的C+N含量不超过0.001%。该耐热合金具有良好的抗高温氧化性能，在反应堆发生冷却剂丧失事故时能够保持燃料组件结构完整，提高反应堆安全性。本发明还提供一种轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金的制造方法以及一种轻水反应堆燃料组件用铁素体耐热合金的应用。

技术研发人员：李聪,王勇,肖学山,孙文强,李钧,杨晨,林基伟,曹萍,苏诚
受保护的技术使用者：上海核工程研究设计院股份有限公司
技术研发日：
技术公布日：2024/1/15