[发明专利]反应堆乏燃料贮运用富钆镍基合金材料及其制备方法

说明书

本发明公开了一种反应堆乏燃料贮运用富钆镍基合金材料，其主要成分按照如下质量百分比(％)组成：C≤0.03，N≤0.02，S≤0.01，P≤0.03，Cr：18.0～35.0，Gd：0.5～5.0，Fe:0～10.0，其余部分为镍和不可避免的杂质。经配料和真空感应熔炼工艺得到合金熔体；经浇铸成型，再经热锻、热轧和退火处理等工艺，最终制得一种反应堆乏燃料贮运用富钆镍基合金材料棒材或板材。本发明富钆镍基合金材料具有强度高、成本低，耐腐蚀和加工成型性优良等优点。

技术领域

本发明涉及一种镍基合金材料及制备方法，特别是涉及一种镍基中子吸收材料及制备方法，应用于核功能钢铁合金材料技术领域。

背景技术

核能作为高效、清洁的能源，被誉为20世纪人类的三大发明之一，使人类进入了利用物理原子能改变生活的新天地。在核反应堆堆芯，当易裂变同位素的浓度降到无法维持既定功率时，堆芯中的燃料变成乏燃料需要卸出。随着大部分的乏燃料因为工作年限到期被核电站卸出，在堆贮存水池容量日近饱和，因而乏燃料的去向处理问题成为了全球的难题。核反应堆卸出的乏燃料具有极强的放射性，伴有一定的中子发射率，并伴随放出热量。根据核燃料闭路循环方式，乏燃料组件从反应堆卸出后，一般在乏燃料水池贮存一定时间后外运至离堆贮存设施贮存，或直接运往后处理厂处理、处置。通常每台百万千瓦级核电机组每年可卸出25吨乏燃料，目前我国积累的乏燃料已达到1000吨以上；按照我国目前核电发展规模和速度测算，到2020年我国将累计产生乏燃料7500吨～1万吨，2030年将达到2～2.5万吨。目前广泛使用的用作反应堆乏燃料贮运用的是硼钢，近年已能连铸生产质量分数为0.6％B和1.0％B的不锈钢，其强度高、耐蚀性优良、吸收中子能力良好。但是，硼在不锈钢中的溶解度低，过量的硼加入会析出硼化物(Fe、Cr)₂B，导致热延性大大降低，而且制备出更高硼含量的硼钢是非常困难的。B₄C/Al中子吸收材料存在工艺复杂、B₄C与Al严重的界面反应、耐腐蚀、抗辐照能力、以及使用过程中的老化等问题，限制了中子吸收材料的运用和发展。目前，核电工业迫切需要一种生产工艺简单，易加工，成本低廉，塑韧性好的中子屏蔽材料。

发明内容

核辐射屏蔽材料的主要作用是吸收或减弱中子和γ射线。对于中子，由于经过压力壳和密封仓后，大部分中子已被慢化为热中子或超热中子，此类中子需要热中子吸收截面较大的材料进行有效吸收而不致于溢出。为了解决现有技术问题，本发明的目的在于克服已有技术存在的不足，提供一种反应堆乏燃料贮运用特种镍基合金中子屏蔽材料及其制备方法，相容性好，强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照，生产工艺简单，易加工，成本低廉，本发明富钆镍基合金材料可以用作反应堆乏燃料的贮运，材料易加工。

为达到上述目的，本发明创造采用如下发明构思：

中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，钆元素的中子等效吸收截面最大，可达36300靶之髙，每个原子约4600靶，具有较好的热稳定性、热中子辐射稳定，钆化合物不像碳化硼那样产生有害的副产品氘。钆无毒性，制造过程无污染，钆元素吸收中子后不会造成材料肿胀。根据镍、铬、钆合金化原理，本发明通过大量试验研究发现，在镍基奥氏体合金真空感应熔炼过程中，加入合适比例的镍、铬、钆可制备得到高钆含量耐腐蚀性能优良的镍基合金材料，该材料主要由奥氏体和沿奥氏体晶界分布的(Ni,Cr)₅Gd金属间化合物组成。根据上述发明构思，本发明采用如下技术方案：

一种反应堆乏燃料贮运用富钆镍基合金材料，其主要成分按照如下质量百分比(％)组成：

C≤0.03，N≤0.02，S≤0.01，P≤0.03，Cr：18.0～35.0，Gd：0.5～5.0，Fe：0～10.0，其余部分为镍和不可避免的杂质。

作为本发明优选的技术方案，所述反应堆乏燃料贮运用富钆镍基合金材料组分质量百分比为：其主要成分按照如下质量百分比(％)组成：