[发明专利]核反应堆用低活化抗辐照及耐腐蚀高熵合金及其制备方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆用低活化抗辐照及耐腐蚀高熵合金及其制备方法，由以下原子百分数的元素组成：V 20%~28%，Cr 20%~27%，Fe 20%~27%，Ti 15%~25%，W 3%~15%，其余为不可避免的杂质；本发明的制备方法包括：一、称重配料；二、混料后真空悬浮熔炼；三、热处理后得到高熵合金。本发明通过选择低活化元素种类并调控含量，得到BCC单相固溶体高熵合金，具有优异的低活化、抗辐照、耐腐蚀性能，且力学性能和热稳定性得到提升，满足了在核反应聚变堆或其他快中子堆的复杂服役环境中的要求；本发明通过控制各原料的加入形态和顺序，解决了熔点及密度差异较大的各元素合金化均质性难题。

技术领域

本发明属于金属材料制备技术领域，具体涉及一种核反应堆用低活化抗辐照及耐腐蚀高熵合金及其制备方法。

背景技术

核聚变提供了一种具有潜在丰富燃料的替代性低碳能源。然而，聚变反应堆必须尽量减少其产生的有害放射性废物的数量，才能被视为真正的绿色能源。这一标准要求使用低活化合金，该合金由暴露于聚变中子后不会长时间保持放射性的元素制成。同时，聚变反应堆包层的结构材料也必须面对各种不利条件，包括：中子辐照和温度的极端情况、等离子体不稳定性产生的瞬态载荷以及冷却剂系统的腐蚀。Gen IV反应器中结构组件的最初选择材料是316奥氏体不锈钢，然而，由于不可接受的空隙膨胀水平，焦点已经转向减少活化铁素体/马氏体(F/M)钢，这适用于裂变和聚变应用。虽然这些都是很有前途的候选材料，但在550℃下的蠕变破裂强度和辐照脆化仍存在显著的关注。然而，大多数报告的合金的一个显著缺点是，不具有低活性和快速诱导放射性衰变性，部件材料不能从反应堆退役后安全有效地回收。尽管聚变反应堆堆芯没有放射性，但其附近的结构材料由于长期暴露于等离子体中的高能中子而获得放射性。因此，减少活化对于在反应堆退役后相对较短的时间内安全回收这些材料以及提供低热中子吸收截面至关重要。低活化、抗辐照、耐腐蚀高熵合金的开发有可能推进下一代裂变和聚变反应堆，并对环境产生深远的积极影响。

高熵合金（HEAs）是一类新型合金。通常，它们由4或5个接近等原子浓度的合金元素组成。HEAs的最初的概念是基于系统的高构型熵有利于形成无序的单相固溶体，而不是有序的金属间化合物，从而产生简单的具有增强材料性能的微观结构。

从废物管理的角度来看，通常用于核应用材料的某些元素，如Mo、Zr、Nb等金属元素在经过高能中子辐照后其半衰期较可能长达数千年，因此聚变堆用结构材料的合金元素的“低活化”这一特性就显得极为重要，需要使用在100年或更短的时间内衰变为低放射性水平活性的元素。

随着我国经济发展，经济结构调整对能源需求的增长和环境保护要求的提高，对核能的利用已经到了刻不容缓的地步，而核能的发展离不开材料的进步。迫切需要以低活化、抗辐照、耐腐蚀为目标，基于传统钛合金强度设计理论和晶体结构设计方法研制一种新型高熵合金材料。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术的不足，提供一种核反应堆用低活化抗辐照及耐腐蚀高熵合金。该高熵合金通过选择V、Cr、Fe、Ti低活化元素与W作为组成元素，并调控各元素含量，使得高熵合金具有优异的低活化、抗辐照、耐腐蚀性能，同时提升了高熵合金的力学性能和热稳定性，并具有极高的机械性能和可加工性能，满足了在核反应聚变堆或其他快中子堆的复杂服役环境中的要求。

为解决上述技术问题，本发明采用的技术方案为：核反应堆用低活化抗辐照及耐腐蚀高熵合金，其特征在于，由以下原子百分数的元素组成：V 20%~28%，Cr 20%~27%，Fe20%~27%，Ti 15%~25%，W 3%~15%，其余为不可避免的杂质；所述不可避免的杂质包括C、H、O和N，其中C≤0.04%，H≤0.006%，O≤0.016%，N≤0.006%；所述高熵合金的辐照肿胀率小于5%，在沸腾的质量浓度3.5%的NaCl溶液中腐蚀速率小于0.01mm/a，经热处理后的抗拉强度大于750MPa。