一种核能用含铍铁素体不锈钢及其制备方法与流程

本发明涉及不锈钢制备及核能领域，具体为一种核能用含铍铁素体不锈钢及其制备方法。

背景技术：

1、轻水核反应堆是核电站的主要堆型，采用uo2芯块、锆合金包壳的棒状核燃料元件，这种棒状核燃料元件由短圆柱状的uo2燃料芯块、锆合金包壳、锆合金端塞、贮气腔压紧弹簧等构成，燃料芯块与包壳之间留有一定的间隙，燃料元件充填惰性气体；这种棒状核燃料元件迄今已有50余年的服役历史。

2、为了解决uo2芯块/锆合金包壳燃料体系在严重事故下的安全性问题，国际核工业界提出了耐事故燃料(accident tolerant fuel，atf)的概念；atf是以替换传统uo2芯块/锆合金包壳的棒状核燃料元件、提升核反应堆的安全性为目的而进行研发的。

3、由于fecral铁素体不锈钢的耐高温水介质的腐蚀性能显著优于现役锆合金，并且其热强性优于锆合金，因此，fecral铁素体不锈钢是atf燃料元件的候选包壳材料。

4、fecral铁素体不锈钢的中子吸收截面约为2.4barns，锆合金的中子吸收截面约为0.20barns，因此，如果现役核燃料组件的包壳、导向管、格架条带所用材料由锆合金更换为fecral铁素体不锈钢，为了确保核燃料组件的中子经济性，包壳的壁厚、导向管的壁厚、格架条带的厚度就需相应减薄。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铁素体不锈钢，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，如图1所示。发明者的研究表明，现役核燃料元件包壳的壁厚一旦减薄至0.30mm，为了确保包壳的承载能力，包壳材料的强度就应该增加80％以上。

5、目前，atf燃料元件的候选包壳材料—fecral铁素体不锈钢材料的成分设计思路主要是：以fecral铁素体为基体，添加适量的mo以改善材料的耐蚀性能并强化fecral铁素体基体，添加少量的稀土元素如y或la以改善材料的抗高温氧化性能，添加少量的强化元素如nb、或zr、或ta、或ti等以提高材料的强度。

6、在atf燃料组件的制造过程中，fecral铁素体不锈钢材料需要冷加工成0.3mm厚的薄壁管或0.1mm厚的条带。nb、ta、ti、zr等合金元素在fecral铁素体不锈钢中会形成碳氮化物或laves相如nbc、nbn、tac、tan、tic、tin、fe2zr、fe2nb、fe2ti、fe2ta、zrc、zrn等硬质点相，发明者在实验研究过程中发现，这些硬质点相会导致0.3mm厚薄壁管或0.1mm厚条带在冷加工过程中易开裂或产生微裂纹。而且，研究已表明，固溶在fecral铁素体基体中的nb、ta、ti、zr等合金元素，在中子辐照下会沉淀析出碳氮化物或laves相，这些析出的碳氮化物或laves相将增加包壳、导向管、格架条带的辐照脆化，从而降低核燃料组件的安全性。

技术实现思路

1、本发明在于提供一种核能用含铍铁素体不锈钢及其制备方法，以满足atf燃料组件的设计和服役要求。本发明铁素体不锈钢合金材料具有耐中子辐照、高热强性、耐高温水腐蚀、易加工成型、低成本等特点。本发明可用于轻水核反应堆的核燃料组件，管材可用于核燃料元件的包壳或者核燃料组件的导向管，板材可用于核燃料组件的格架条带，棒材可用于核燃料元件的端塞或导向管的端塞。

2、为达到上述发明创造目的，本发明采用如下发明构思：

3、发明构思一。铍be元素的原子半径远小于fecral铁素体不锈钢基体元素(fe、cr、al)的原子半径，若在fecral铁素体不锈钢材料中引入铍原子，铍原子将进入fecral基体的体心立方点阵的间隙位置，引起fecral基体晶格的畸变，从而导致fecral材料强度的提高。即，铍将固溶强化fecral铁素体基体，这种固溶强化作用随着铍含量的增加而增加。

4、发明构思二。在提高金属材料强度的若干方法中，晶粒细化是既能提高强度又能改善韧性的主要方法。hall-petch公式给出了屈服强度与晶粒尺寸之间的定量关系，

5、σs＝σ0+k·d–1/2

6、式中，σs为屈服强度，σ0为其它强化方式作用项，k为材料系数，d为晶粒的平均直径。根据hall-petch关系式，在材料的制备过程中，如果减少晶粒尺寸，就可提高材料的强度。发明者在实验室经过大量试验研究发现，铍元素可抑制fecral铁素体基体的晶粒长大，而且这种抑制作用随着铍含量的增加而增加。即，根据hall-petch关系式、以及铍元素抑制fecral铁素体基体晶粒长大的原理，添加铍元素可以提高fecral铁素体不锈钢材料的强度与韧性。另外，通过添加铍元素细化晶粒，增加了材料中晶界的体积分数，由此引入更多辐照缺陷和嬗变原子的吸收陷阱，从而提高了材料的抗中子辐照性能。

7、发明构思三。be元素的中子吸收截面远小于nb、zr、ta、ti的中子吸收截面，而be可强化fecral铁素体不锈钢材料(见发明构思一、二)，因此，通过添加适当含量的be，可取代全部的合金元素nb、ta、ti、zr并能改善fecral铁素体不锈钢材料的中子经济性。

8、发明构思四。强化元素nb、ta、ti、zr等在材料中会形成碳氮化物或laves相如nbc、nbn、tac、tan、tic、tin、fe2zr、fe2nb、fe2ti、fe2ta、zrc、zrn等硬质点相，发明者的研究表明，这些硬质点相会导致包壳、导向管、条带在冷加工过程中的开裂或产生微裂纹。而且，研究已表明，固溶在fecral铁素体基体中的nb、ta、ti、zr等合金元素，在中子辐照下会沉淀析出形成碳氮化物或laves相，这些析出物将增加包壳、导向管、条带的辐照脆化。因此，用固溶强化元素be取代全部的强化元素nb、ta、ti、zr，就可增加fecral铁素体不锈钢包壳、导向管、条带的成品率，并降低fecral铁素体不锈钢包壳、导向管、条带的中子辐照脆化。

9、根据上述的发明构思，本发明采用下述技术方案：

10、一种核能用含铍铁素体不锈钢合金材料，其主要成分按照如下质量百分比(％)组成：cr：9.0～12.4，al：3.5～6.5，mo：1.5～2.5，稀土y或la：0.01～0.15，be：10～1500ppm，其他成分为铁和不可避免的杂质。

11、作为本发明优选的技术方案，铁素体不锈钢合金材料的主要成分按照如下质量百分比(％)组成：cr：11.5～12.4，al：5.0～6.0，mo：1.5～2.5，稀土y：0.03～0.10，be：10～1500ppm，其余成分为铁和不可避免的杂质。

12、作为上述技术方案的第二种进一步优选的技术方案，铁素体不锈钢合金材料的主要成分按照如下质量百分比(％)组成：cr：11.5～12.4，al：5.0～6.0，mo：1.5～2.5，稀土la：0.03～0.12，be：10～1500ppm，其余成分为铁和不可避免的杂质。

13、一种核能用含铍铁素体不锈钢合金材料的制备方法，其特征在于，包括如下步骤：

14、a.采用真空感应熔炼工艺，在原料配料时，主要成分按质量百分比组成进行原料配料，cr：9.0～12.4，al：3.5～6.5，mo：1.5～2.5，稀土y或la：0.01～0.15，be：10～1500ppm，其余原料成分为铁和不可避免的杂质，将配料后称量的全部原料进行真空感应熔炼，得到合金熔体；

15、b.将步骤a制备的合金熔体浇铸成型，将浇铸得到的合金铸锭依次经1150～1250℃热锻、1000～1100℃热轧和900～1100℃退火等处理工艺，或者将浇铸得到的合金铸锭依次经热锻、1050～1150℃热挤压、冷轧和退火等处理，或者将浇铸得到的合金铸锭依次经热锻、热轧、冷轧和退火等处得到含铍铁素体不锈钢合金材料管材、板材或棒材。

16、优选的，原料主要组成按质量百分组成：cr：11.5～12.4，al：5.0～6.0，mo：1.5～2.5，稀土y：0.03～0.10，be：10～1500ppm，其余成分为铁和不可避免的杂质。

17、优选的，原料主要组成按质量百分组成：cr：11.5～12.4，al：5.0～6.0，mo：1.5～2.5，稀土la：0.03～0.12，be：10～1500ppm，其余成分为铁和不可避免的杂质。

18、与现有轻水核反应堆核燃料组件用的锆合金材料技术相比，本发明的有益效果是：

19、1、本发明与锆合金材料相比，本发明的含铍fecral铁素体不锈钢材料具有耐中子辐照、高热强性、耐高温水腐蚀、低成本等特点，可用于核燃料组件的包壳、导向管、条带，以提升核燃料组件的耐事故能力；

20、2、本发明的含铍铁素体不锈钢材料在其成分范围内经热加工及退火处理后，其室温的屈服强度在290～630mpa范围、抗拉强度在350～750mpa范围、断裂延伸率在15～30％范围。

21、3、本发明针对fecral铁素体不锈钢材料，用低中子吸收截面的固溶强化元素be取代全部的强化元素nb、ta、ti、zr等，在提升fecral铁素体不锈钢材料强度的同时，提升其中子经济性与加工成型性。