[发明专利]一种轻水反应堆包壳用FeCrAl合金管材料及其轧制方法

说明书

一种轻水反应堆包壳用FeCrAl合金管材料及其轧制方法，合金管材料包括以下组份：Fe 78.55％；Cr 12％；Al 5.2%。该轧制方法包括如下步骤：选取FeCrAl合金管，在1150℃下退火，保温60min，水温冷却；去除管内外表面氧化皮，管端口倒角，表面涂润滑油；选取三辊轧辊，芯棒表面抛光、除锈；设置轧制参数，安装轧辊、芯棒、芯杆并涂润滑油，最后上料；先缓慢开动轧机，直到轧辊完全轧到轧管，第一道次轧制结束时，按上述步骤顺序再次轧制。本发明轧制合金管伸长率20.1%，抗拉强度为675MPa，屈服强度560MPa，硬度261HV，塑性提高，加工性得到显著改善，可满足管材后续轧制要求。

技术领域

本发明属于轻水反应堆包壳技术领域，具体涉及一种轻水反应堆包壳用FeCrAl合金管材料及其轧制方法。

背景技术

2011年3月，福岛核电站发生核泄漏事故，其主要原因在于锆合金包壳在事故工况下与高温冷却剂水剧烈反应，放出大量热和爆炸气体氢气，导致包壳材料力学性能恶化，产生反应堆氢爆与大量放射性产物外泄等核灾难性后果。同年，核反应堆事故容错核燃料(ATF)包壳概念被提出，它是为提高燃料元件抵御严重事故能力而开发的新一代燃料系统，可以阻止裂变产物逸散和避免燃料受冷却剂腐蚀及有效地导出热能。这对包壳材料提出了更高的要求。

自福岛核电站事故后，耐事故性新材料越来越受到各个国家的重视,FeCrAl合金因其高温下的优异性能成为这种新型核用燃料包壳材料。巫英伟等利用燃料棒稳态性能分析程序FRAPCON3.4以及严重事故分析程序MAAP4进行二次开发，开展耐事故包壳材料在稳态与事故工况下的性能分析评价。研究中发现,FeCrAl合金相对于传统UO-Zr系统在严重事故下则具有更加可靠的安全性;在仿真分析中,FeCrA1合金在发电站冷却剂丧失、紧急停电等事故下，包壳温度上升更慢、产生氢气量更少、释放热量更少、氧化速率更低,达到包壳的失效时间也更长,在事故中能比现有包壳更加安全可靠。

现有的FeCrAl合金管制备工艺比较复杂，主要通过车床加工或者拉拔工艺制得管坯，这两种方法制得管坯的整体性能还达不到轻水反应堆包壳材料的性能要求，通过管材轧制工艺制得的FeCrAl合金管，组织成分均匀，壁厚、外径精度高。所以如何获得这种轧制方法，成为制备轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金管的关键。

发明内容

本发明的目的是针对现有FeCrAl合金管制备工艺复杂，制备管材性能较差的缺陷，提供一种新的轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金管材料及其轧制方法。

本发明的技术方案是这样的：一种轻水反应堆包壳用FeCrAl合金管材料及其轧制方法，所述一种轻水反应堆包壳用FeCrAl合金管材料，按个元素含量计，包括以下组分，Fe78.55％；Cr 12％；Al 5.2%；余量为不可避免的其他微量元素。

一种新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金管的轧制方法，具体包括如下步骤：

步骤1：选取3根300×Φ35×2.5㎜的FeCrAl合金管，在1150℃下均匀退火，保温60min，水温冷却；

步骤2：去除管内外表面热处理产生的氧化皮，管端口倒角，内外表面涂润滑油；

步骤3：选取Φ32的三辊轧辊并开辊，选取Φ27.4的芯棒表面抛光，选取Φ16的芯杆，表面除锈；

步骤4：设置轧制参数，轧机送进量为1㎜，回转角度55°，安装轧辊、芯棒、芯杆并涂润滑油，最后上料；

步骤5：开始轧制，先缓慢开动轧机，直到轧辊完全轧到轧管，在合适的测量位置停机测量管坯外径、壁厚，并查看管子表面质量，是否有缺陷，管子若无缺陷按照转速1.3rad/s进行轧完；

步骤6：第一道次轧制结束时，管子除油，管端去毛刺并倒角，然后按上述步骤1、2、3、4、5顺序再次轧制。

本发明与现有技术相比有如下显著效果：