CN108779535A - 高温、耐辐射铁素体-马氏体钢 - Google Patents

高温、耐辐射铁素体-马氏体钢 Download PDF

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Abstract

本公开内容描述了新的高温、耐辐射铁素体‑马氏体钢组合物。该新的钢通常含有9.0‑12.0wt.％Cr、0.001‑1.0wt.％Mn、0.001‑2.0wt.％Mo、0.001‑2.5wt.％W和0.1‑0.3wt.％C，余量主要为Fe。更具体地，具有10.0‑12.0wt.％Cr的钢被认为是特别有利的。取决于具体的实施方案，少量的N、Nb、V、Ta、Ti、Zr和B也可以存在或可以不存在。在任何实施方案中可存在杂质，特别地预期少于0.01wt.％S、少于0.04wt.％P、少于0.04wt.％Cu、少于0.05wt.％Co和少于0.03wt.％As的杂质。这些钢的实例表现出改善的断裂韧性以及降低的热蠕变和膨胀。

Description

高温、耐辐射铁素体-马氏体钢
本申请于2017年4月11日提交，并要求2016年4月11日提交的美国临时申请第62/321,066号和2017年4月10日提交的美国实用申请(U.S.Utility Application)第15/484,001号的优先权的权益，两份申请均据此通过引用以其整体被并入。
介绍
钢是指可用于各种应用的铁和碳的合金。在过去的50年里，已进行了大量工作来开发新的更高温铁素体-马氏体钢。主要用途是用于工业中的冷凝器和锅炉管。钢还已经在核能工业中在钠快堆中看到一些用途。最近30年的发展主要集中在含有8-9wt.％Cr的钢的型式上。尽管已开发了大量的钢，但很少的钢成为商业上可行的。
本公开内容描述了新的高温、耐辐射铁素体-马氏体钢组合物。该新的钢通常含有9.0-12.0wt.％Cr、0.001-1.0wt.％Mn、0.001-2.0wt.％Mo、0.001-2.5wt.％W和0.1-0.3wt.％C，余量主要为Fe。更具体地，具有10.0-12.0wt.％Cr的钢被认为是特别有利的。取决于具体的实施方案，少量的N、Nb、V、Ta、Ti、Zr和B也可以存在或可以不存在。在任何实施方案中可存在杂质，特别地预期少于0.01wt.％S、少于0.04wt.％P、少于0.04wt.％Cu、少于0.05wt.％Co和少于0.03wt.％As的杂质。这些钢的实例表现出改善的断裂韧性以及降低的热蠕变和膨胀。
通过阅读以下详细描述和对相关附图的评述，表征本文所述的钢组合物和方法的这些和各种其他特征以及优点将是明显的。另外的特征在以下的描述中被阐述，并且部分根据该描述是明显的，或者可以通过本技术的实践来得知。本技术的益处和特征将通过书面说明书及其权利要求书以及附图中特别指出的结构来实现和获得。
应理解，前述一般性描述和以下的详细描述均是示例性的和说明性的，并且意图提供对如所要求保护的发明的进一步的解释。
附图简述
构成本申请的一部分的以下附图图示了所描述的技术，并且不意味着以任何方式限制如所要求保护的发明的范围，该范围应基于本文所附的权利要求书。
图1列出了经受热力学分析的铁素体-马氏体钢的一些标称(nominal)实施方案。
图2图示了核反应堆的一个实施方案(在此情况下是行波反应堆)的各种部件，对于部件可使用高温、耐辐射铁素体-马氏体钢。
图3列出了被选择用于沉淀相的进一步研究的铁素体-马氏体钢。
图4A和图4B是来自沉淀相研究的样品结果。
图5A-5D图示了对多种钢的实施方案的附加的热力学计算的结果。
图6A-6L是不同的如本文所述的钢的实施方案的热力学预测。
图7A提供了包含多个燃料元件的核燃料组件的实施方案的以示意形式的局部剖面透视图。
图7B提供了燃料元件的局部图示。
图7C图示了燃料元件的实施方案，其中在包壳和燃料之间设置一个或更多个衬层。
图8图示了配置有壳体的管壳式热交换器。
图9图示了开式叶轮、半开式叶轮和闭式叶轮的实施方案。
图10图示了若干紧固件，其可以由本文所述的铁素体-马氏体钢的实施方案制成。
图11呈现了本文所述的铁素体-马氏体钢的制造实施方案(fabricatedembodiment)的组合物。
图12呈现了图11中列出的实施方案的蠕变断裂试验结果。
详述
本公开内容描述了新的高温、耐辐射铁素体-马氏体钢组合物。该新的钢通常含有9.0-12.0wt.％Cr、0.001-1.0wt.％Mn、0.001-2.0wt.％Mo、0.001-2.5wt.％W和0.1-0.3wt.％C，余量主要为Fe。更具体地，具有10.0-12.0wt.％Cr的钢被认为是特别有利的。取决于具体的实施方案，少量的N、Nb、V、Ta、Ti、Zr和B也可以存在或可以不存在。在任何实施方案中可存在杂质，特别地预期少于0.01wt.％S、少于0.04wt.％P、少于0.04wt.％Cu、少于0.05wt.％Co和少于0.03wt.％As的杂质。
在进一步详细地公开和描述新的铁素体-马氏体钢之前，应理解，本文采用的术语仅用于描述具体实施方案的目的，且并不意图进行限制。必须注意的是，除非上下文另外清楚地指示，否则如在本公开内容中使用的，单数形式“一(a)”、“一(an)”和“所述(the)”包括复数指示物。因此，例如，提及“氢氧化锂”不应被视为进行了数量或种类限制，提及“步骤”可包括多个步骤，提及“反应”的“产生”或“产物”不应被视为是反应的所有产物，以及提及“反应”可包括提及一个或更多个的此类反应步骤。因此，反应的步骤可包括类似材料的多次反应或重复反应以产生等同的反应产物。
本文所述的新的钢组合物已经被鉴定为在高温(即，高于500℃且特别地从550℃至750℃)和在放射性环境中(例如在核反应堆的反应堆堆芯中或在核反应堆的反应堆堆芯附近)具有改善的性能。该新的钢的实施方案含有9.0-12wt.％Cr、0.001-1.0wt.％Mn、0.001-2.0wt.％Mo、0.001-2.5wt.％W和0.1-0.3wt.％C。具体地，认为具有10.0-12.0wt.％Cr、0.2-0.8wt.％Mn、0.2-1.0wt.％Mo、0.5-1.5wt.％W和0.15-0.25wt.％C的实施方案将表现出在高温的改善的蠕变强度、断裂韧性和抗膨胀性(swelling resistance)，并且具有10.5-11.5wt.％Cr、0.4-0.6wt.％Mn、0.25-0.35wt.％Mo、0.9-1.1wt.％W和0.18-0.22wt.％C的实施方案可表现出最佳的高温性能。取决于具体的钢的实施方案，少量的N、Nb、V、Ta、Ti、Zr和B也可以存在或可以不存在。
表1和表2是新的高温、耐辐射铁素体-马氏体钢组合物的实施方案的非详尽的列表(所有量均以wt.％计，余量为铁和杂质(如果有的话))。钢#A1-A3是代表不同的实施方案组的不同范围。钢#A4-A9和#B1-B8还提供了描述更具体的实施方案的范围，具有诸如N、Nb、V、Ta、Ti、Zr和B的痕量元素(trace element)的范围。钢#A10-A15和#B9-B16是具有不同的N、Nb、V、Ta、Ti、Zr和B的量的钢的标称实施方案。
表1—代表性的钢的实施方案
表2—代表性的钢的实施方案
以未在实施方案中明确列出的元素的形式的杂质可在任何实施方案中存在。如本文所述的钢的实施方案可以具有不超过0.35wt％的总杂质浓度。例如，对于本文所述的或表1和表2中列出的任何实施方案，预期少于0.01wt.％S、少于0.04wt.％P、少于0.04wt.％Cu、少于0.05wt.％Co和少于0.03wt.％As的杂质。Ni也可以被认为是杂质，并且预期小于0.05wt.％的Ni值。注意，表1和表2中的“0”应被读作小于可检测的量而不应被读作该元素绝对不存在。
表1和表2中的钢#A2-A15和#B1-B16是在钢#A1中确定的一般实施方案内的示例性实施方案。如上所述，表1和表2不是所有可能的实施方案的详尽列表，而仅是一些代表性实施方案的列表。
关于N，预期具有至多0.1wt.％N的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％N、0.005wt％N或甚至0.01wt％N直至多达0.05-0.1wt％N的实施方案(例如，这意味着0.001-0.05wt％N、0.005-0.1wt％N、0.01-0.05wt％N都是钢的实施方案)。
关于Nb，预期具有至多0.5wt.％Nb的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％Nb、0.005wt％Nb或甚至0.01wt％Nb直至多达0.05wt％Nb、0.1wt％Nb、0.2wt％Nb或甚至0.5wt％Nb的实施方案。
关于V，预期具有至多0.5wt.％V的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％V、0.005wt％V或甚至0.01wt％V直至多达0.05wt％V、0.1wt％V、0.2wt％V或甚至0.5wt％V的实施方案。
关于Ta，预期具有至多0.3wt.％Ta的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％Ta、0.005wt％Ta或甚至0.01wt％Ta直至多达0.05wt％Ta、0.1wt％Ta、0.2wt％Ta或甚至0.3wt％Ta的实施方案。
关于Ti，预期具有至多0.5wt.％Ti的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％Ti、0.005wt％Ti或甚至0.01wt％Ti直至多达0.05wt％Ti、0.1wt％Ti、0.3wt％Ti或甚至0.5wt％Ti的实施方案。
关于Si，预期具有至多0.2wt.％Si的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％Si、0.005wt％Si或甚至0.01wt％Si直至多达0.05wt％Si、0.1wt％Si或甚至0.2wt％Si的实施方案。
关于Zr，预期具有至多0.5wt.％Zr的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％Zr、0.005wt％Zr或甚至0.01wt％Zr直至多达0.05wt％Zr、0.1wt％Zr、0.3wt％Zr或甚至0.5wt％Zr的实施方案。
关于B，预期具有至多0.012wt.％B的实施方案。具体地，预期具有从0.001wt％B、0.005wt％B、0.007wt％B或甚至0.008wt％B直至多达0.005wt％B、0.007wt％B、0.009wt％B、从0.010至0.012wt％B的实施方案。
实施例
上述钢的实施方案是基于具有多种组成的一系列初始钢的热力学分析来选择的。经受分析的初始钢在图1中呈现。分析初始钢以检验每种元素对诸如碳氮化物结构和稳定性、粒状结构、二次相形成、冲击韧性和蠕变强度的性质的影响。基于该分析，上述钢的实施方案被确定为特别适合用于高温、高辐射环境，例如用于图2的行波反应堆中的部件，这在下文被更详细地描述。
基于热力学分析的结果，然后选择图3中列出的组合物用于进一步研究沉淀相。探索了作为碳浓度和氮浓度两者的函数的沉淀相的变化。图4A和图4B是来自沉淀相研究的样品结果。图4A示出了对于本文所述的钢的11.0wt.％Cr实施方案，在1075℃对于所有溶质添加物，碳氮化物相的摩尔分数是增加的C浓度的函数。图4B示出了对于与图4A相同的实施方案，在1075℃对于所有溶质添加物，碳氮化物相的摩尔分数是增加的N浓度的函数。
基于上述的文献综述和热力学建模，表1和表2中呈现的钢的实施方案被确定为在高温和高剂量可能表现出改善的蠕变强度、冲击韧性、断裂韧性和抗膨胀性。为了本公开内容的目的，可使用在M.B.Toloczko和F.A.Garner,“Irradiation creep and voidswelling of two LMR heats of HT9at～400℃and 165 dpa”,Journal of NuclearMaterials,233–237(1996)289–292中描述的技术来进行膨胀的确定。可通过ASTM E 1820,“Standard Test Method for Measurement of Fracture Toughness.”来确定断裂韧性。可通过ASTM E139–11,“Standard Methods for Conducting Creep,Creep-Rupture,andStress-Rupture Tests of Metallic Materials.”来进行蠕变试验。可使用ASTM E23–12c,“Standard Methods for Notched Bar Impact Testing of Metallic Materials.”来测量冲击韧性。
例如，期望本文所述的钢的一个或更多个实施方案具有大于100兆帕-米平方根(MPa m0.5)的断裂韧性且当在高达700℃的高温暴露于辐照时应抵抗随时间的变化；具有在600℃和105小时时大于或等于92MPa且在650℃在105小时时大于或等于43MPa的热蠕变断裂强度，和/或具有在500dpa的中子剂量后按体积计小于5％的膨胀。具体地，预期在高达700℃的高温的断裂韧性试验中仅表现出延性撕裂(ductile tearing)而无脆性断裂的实施方案。
图5A-5D图示了对多种钢的实施方案进行的附加的热力学计算的结果。图5A列出了在这些计算中使用的具体实施方案。图5B示出了100％奥氏体稳定性的估算的温度范围。图5C示出了这样的温度的比较：低于该温度，给定合金的Laves相和Z相是稳定的。图5D示出了所选择的合金的热力学熔化范围的比较。
图6A-6L是对如本文所述的钢的不同实施方案的热力学预测。图6K示出了不同钢的实施方案的预测的热力学熔化范围的比较。图6L示出了这样的预测温度：低于该预测温度，与图6K中相同的钢的实施方案的Laves相是稳定的。
基于该建模，制造并测试了被指定为T-A2至T-A8的七种钢的实施方案的蠕变断裂性能。图11呈现了制造实施方案的组合物，而图12呈现了蠕变断裂试验结果。注意，图11中用于制造实施方案的钢的名称不与表1或表2中的名称相对应。
不受任何特定理论的束缚，从性能上来看，例如如在比较T-A7至T-A8时可以看出的，少量但可控量的Nb、V、Ta、Ti、Si和Zr对钢的性能具有一定的协同效应。
制造
以下是用于制造上述钢的实施方案的热样品(heat)的实施方案，包括制造实施方案。首先，将钢的实施方案的组分合并并且铸造成一个或更多个锭坯或板坯。这可以使用任何合适的技术、例如使用真空感应熔化(VIM)或氩-氧脱碳(AOD)随后是VIM来进行。可以进行或可以不进行例如通过真空电弧重熔(VAR)或电渣重熔(ESR)或自耗电极真空电弧重熔(consumable electrode vacuum arc re-melting)(CEVAR)的用以减少杂质的进一步精炼。为了在粉末冶金应用中使用钢，也可以在VIM后进行惰性气体雾化用于粉末制造。然后将锭坯或板坯在高于组合物的奥氏体温度的温度均质化持续一段时间。例如，可以在1125℃(+/-10℃)将锭坯均质化持续48小时。均质化可以在还原环境中进行，以使氧化和脱碳(以及钢产品的损失)最小化。在均质化后，可以将锭坯或板坯热锻成棒材，并且然后可以在退火温度使锻造的棒材退火以软化持续设定的时间段。在实施方案中，退火可以在780℃进行持续1小时。退火还可以在真空炉、还原环境中或使用惰性覆盖物进行，以使氧化最小化。然后可对锻造的棒材进行加工以除去任何氧化物。在热锻后，可使用冷轧来引入冷加工。也可使用皮尔格轧制来引入冷加工。
以下是钢的实施方案的冷轧和热处理方法的实施方案。不考虑形式(例如，棒、板、片等)，钢的实施方案的热样品可首先使用冷轧机进行冷加工。可利用一次或更多次通过(pass)将热样品加工成期望的形式。任选地，如上所述，可根据需要进行中间退火操作，例如在680-800℃持续0.5-1.5小时，以保持热样品的软化。在冷轧之后，钢的实施方案的热样品可被正火。正火可以在真空炉、还原环境中或使用惰性覆盖气体进行，以便使氧化最小化。正火可以通过将热样品加热至1000-1250℃之间持续5分钟至1小时之间来进行。例如，在实施方案中，正火通过加热至1075-1150℃持续10-30分钟来进行。在正火之后，可以在真空炉或氩气环境中于700℃将热样品回火持续1小时，以便使氧化最小化。在正火之后，冷却速率应足以形成99-100％的马氏体。这可以通过在正火之后空气冷却、水淬火、盐浴淬火或快速冷却钢的一些其他手段以形成马氏体来实现。对于厚截面部件(thick sectioncomponent)，水淬火或盐浴淬火可能是必需的以便以足以形成马氏体的速率冷却钢。
在实施方案中，所述方法包括热锻大坯料(～6”直径，但可使用其他尺寸)，然后枪钻(gun drilling)穿过坯料的中心圆柱形孔。然后将该坯料加热至高温(例如，1000-1150℃)。随后使热坯料通过挤压机以形成管。
工业用途
本文所述的钢的实施方案适合于其中高温性能是有利的的任何用途。此外，其中抗膨胀性、蠕变强度和断裂韧性是有利的的用途也将适合于本文所述的钢。具体地，上述钢的实施方案对于其中钢被暴露于核辐射的任何用途可具有改善的性能。例如，反应堆堆芯部件、安全壳、管道和结构支撑件是本文所述的钢的高温用途的实例。
本文所述的钢的实施方案的一个具体用途是作为用于核燃料的包壳材料。燃料包壳指的是燃料元件的外层(有时也称为“燃料棒”或“燃料针”)。包壳防止裂变产物从燃料逸出到反应堆中。开发用于核燃料包壳的钢被暴露于高中子通量和高温，因此具有若干共同的需求：良好的抗膨胀性、高的辐照+热蠕变强度和优良的相稳定性。辐照膨胀(voidswelling)是空位缺陷积聚成纳米级空腔的趋势，这可能导致部件的体积尺寸(bulkdimensional)变化(膨胀)。这些变化可能变得明显，足以损害部件功能。同时，辐照蠕变类似于热蠕变，因为所施加的应力是缺陷通量的驱动力。然而，缺陷的来源是通过辐照产生的，并不是直接取决于温度，并且通常认为辐照蠕变与应力线性相关。然而，辐照蠕变的影响与热蠕变相同，具有导致尺寸变化的蠕变变形。
需要承受高中子通量的实例通过奥氏体不锈钢例如普通等级的304和316的行为来阐明。虽然这些钢已经长期在反应堆环境中看到应用，但是溶解退火(solution-anneal)的条件很快就被认为对于大多数反应堆应用是不足的，因为即使在仅导致少许位移每原子(displacement per atom)(dpa)的短的辐照时间后，辐照膨胀率(void swelling rate)也可高达1％每位移每原子(per displacement per atom)。材料中的辐照剂量以dpa来量度，dpa是材料中每个原子已被轰击离开其晶格格位的次数的量度。虽然已经对奥氏体不锈钢进行了许多改进以改善抗膨胀性，但对于高剂量应用，这些改进不能保持尺寸稳定性并且不能满足在非常高剂量时对燃料包壳的性能要求。由于大多数原子迅速返回其晶格格位而没有持久损伤，因此在体积性质显著劣化之前，原子可以平均位移多次。在体积膨胀(bulkswelling)被严格限制之前，改进的奥氏体不锈钢如D9(316+Ti和其他溶质添加物，总是在20％冷加工条件中制造)甚至可能承受约100dpa的辐照损伤。
然而，许多现代反应堆设计将受益于具有优于由改进的奥氏体不锈钢制成的燃料包壳的改善的性能的燃料包壳。在实施方案中，能够承受大约200dpa、300dpa、400dpa或500dpa或更高的峰值辐照剂量的反应堆堆芯部件且特别是燃料包壳将是有益的。目前，当前还没有这样的钢可用，并且因此，由于考虑到当前可用的钢的较低性能，反应堆的设计受到限制。例如，本文所述的钢的实施方案可以在550℃或甚至更高的标称反应堆出口温度具有足以用于钢保持运行持续长达40年或更长的燃料寿命的抗蠕变性。同样地，实施方案可具有类似的改善的抗膨胀性，表现出对于长达40年或更长的燃料寿命的5％或更小的体积膨胀，以及足以在于高达360℃的温度辐照之后抵抗破裂或断裂的断裂韧性。
图7A提供了包括多个燃料元件的核燃料组件的实施方案的以示意形式的局部剖面透视图。图7A提供了根据一个实施方案的核燃料组件10的局部图示。燃料组件可以是可裂变的核燃料组件或可转换的(fertile)核燃料组件。该组件可以包括燃料元件(或“燃料棒”或“燃料针”)11。图7B提供了根据一个实施方案的燃料元件11的局部图示。如在该实施方案中所示出的，燃料元件11可以包括包壳材料13、燃料14，以及在某些情况下至少一个间隙15。
燃料可以通过外部包壳材料13密封在空腔内。在一些情况下，多种燃料材料可以如图1(b)中所示的轴向地堆放，但是不一定是这种情况。例如，燃料元件可以仅包含一种燃料材料。在一个实施方案中，间隙15可以存在于燃料材料与包壳材料之间，尽管间隙不需要存在。在一个实施方案中，间隙填充有加压的气氛，比如加压的氦气气氛。在另外的实施方案中，间隙可以填充有钠。
燃料可以包含任何可裂变材料。可裂变材料可以包含金属和/或金属合金。在一个实施方案中，燃料可以是金属燃料。可以理解的是，金属燃料可以提供相对高的重金属载量以及优良的中子经济性，这对于核裂变反应堆的增殖和燃烧过程是合意的。取决于应用，燃料可以包括选自U、Th、Am、Np和Pu的至少一种元素。如本文通过化学符号表示的术语“元素”可以指的是在周期表中存在的元素—这不应当与“燃料元件”中的“元件”相混淆。
图7C示出了其中在包壳与燃料之间设置一个或更多个衬层的燃料元件的实施方案。在一些情况下，特别是在高燃耗时，燃料和包壳的元素可以倾向于扩散，从而引起不希望的合金化，并因此使燃料和包壳的材料劣化(例如，通过燃料和/或包壳层的去合金化或形成具有劣化的机械性质的新合金)。如所阐明的衬层16可以充当燃料14与包壳13之间的屏障层，以减轻元素的这种原子间扩散。例如，可以采用衬层16来减轻燃料与包壳材料的元素之间的原子间扩散，以避免例如经由异质(且有时不希望的)元素的燃料和/或包壳材料的劣化。衬层16可以包含一个层或多个层-例如，至少2个、3个、4个、5个、6个层或更多个层。在衬层包含多个层的情况下，这些层可以包含相同或不同的材料和/或具有相同或不同的性质。例如，在一个实施方案中，层中的至少一些可以包含与包壳相同的钢，而衬层16的某些层包含不同的材料。
热交换器壳体、管和管板是可以由上述钢的实施方案制造的工艺设备部件的另外的实例。图8图示了配置有壳体的管壳式热交换器。交换器800包括壳体802、一组U形管804、管板806、多个挡板808和多种进入端口810。任何和所有这些部件可以由上述的高温、耐辐射钢的实施方案来制造。此外，图8只是一种类型的热交换器，并且本文公开的钢的实施方案适合于任何热交换器设计，诸如例如空气冷却热交换器、套管式热交换器和板框式热交换器。
泵叶轮是可以由上述钢的实施方案制造的一件工艺设备的另外的实例。在一些核反应堆设计中，泵叶轮可以在反应堆堆芯内并经受高剂量的辐射。图9图示了开式叶轮、半开式叶轮和闭式叶轮的实施方案。开式叶轮902仅由附接到轮毂906的叶片904组成。半开式叶轮908的实施方案被构造为具有附接到叶片912和轮毂914的一侧的圆形板910。闭式叶轮916具有附接到叶片918的两侧上的圆形板920。图9仅图示了叶轮设计的几个代表性的实施方案，但应理解，本文公开的钢的实施方案适合于任何叶轮设计，诸如例如涡流叶轮、离心螺旋叶轮、螺旋桨、粉碎机叶轮、闭式通道叶轮(closed channel impellers)、混流式叶轮、径向式叶轮、半轴向叶轮(semiaxial impeller)和轴向叶轮。
结构构件和紧固件也是可以由上述钢的实施方案制造的部件的其他实例。由本文公开的钢的实施方案制成的螺母、螺栓、U形螺栓、垫圈和铆钉(其实例在图10中示出)在高温环境中且还在高辐射剂量环境中将是特别有用的。
图2图示了如本领域已知的行波反应堆的实施方案。图2标识了行波反应堆200的许多主要部件，例如反应堆堆顶(reactor head)202、反应堆和保护容器204和安全壳穹顶(containment dome)206，还图示了许多辅助反应堆部件，例如结构构件、法兰、盖板、管道、栏杆、框架、连杆和支撑件。图2中图示的任何反应堆部件且特别是位于反应堆堆芯内的那些部件可以由上述钢的实施方案来制造。
行波反应堆200被设计成在位于反应堆和保护容器204的底部处的反应堆堆芯208中容纳多个核燃料针。反应堆堆顶202密封反应堆和保护容器204内的放射性材料。在所示出的实施方案中，反应堆堆芯208只能通过反应堆堆顶202进入。例如，设置容器内燃料处理机(in-vessel fuel handling machine)216。燃料处理机216允许燃料针和其他器械从堆芯提升并通过位于反应堆堆顶202内的一组大和小的旋塞218从容器中移出。这种设计允许容器204是一体的而无任何渗透。
还可以在反应堆堆顶202下方设置热屏蔽，以降低反应堆堆顶202上方的安全壳穹顶206中的区域中的温度。如所示出的，可通过舱口(hatch)220出入此区域。如所示出的，还可以在安全壳穹顶206内的不同位置中设置额外的出入舱口(access hatch)。
在操作温度为液体的钠是用于从反应堆堆芯208移除热的主冷却剂。反应堆和保护容器204用钠填充到某个水平，钠使用泵210循环通过反应堆堆芯208。设置两个钠泵210。每个泵210包括位于反应堆堆芯208附近的叶轮210A，叶轮210A通过轴210B连接，轴210B延伸穿过反应堆堆顶202到达位于反应堆堆顶202上方的马达210C。
泵210使钠循环通过位于反应堆和保护容器204内的一个或更多个中间热交换器212。中间热交换器212将热从主钠冷却剂转移到二次冷却剂。新鲜的二次冷却剂用管道输送通过安全壳穹顶206(经由一个或更多个二次冷却剂入口222)和反应堆堆顶202到达中间热交换器212，在中间热交换器212处新鲜的二次冷却剂被加热。然后加热的二次冷却剂流回通过反应堆堆顶202并在一个或更多个二次冷却剂出口224中流出安全壳穹顶206。在一个实施方案中，加热的二次冷却剂被用于产生蒸汽，该蒸汽被转移到发电***。二次冷却剂可以是钠冷却剂或一些其他盐冷却剂例如镁钠冷却剂。
尽管有所附权利要求，但本公开内容还由以下条款限定：
1.一种钢，由以下组成：
10.0-12.0wt.％Cr；
0.001-1.0wt.％Mn；
0.001-2.0wt.％Mo；
0.001-2.5wt.％W；
0.1-0.3wt.％C；
至多0.1wt.％N；
至多0.2wt.％Nb；
至多0.5wt.％V；
至多0.2wt.％Ta；
至多0.3wt.％Ti；
至多0.3wt.％Zr；
至多0.1wt.％B；
余量为Fe和其他元素，其中所述钢包含不大于0.15wt.％的这些其他元素中的每一种，并且其中，这些其他元素的总量不超过0.35wt.％。
2.如条款1所述的钢，其中所述钢包含10.0-11.0wt.％Cr。
3.如条款1所述的钢，其中所述钢包含10.5-11.5wt.％Cr。
4.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.20-0.80wt.％Mn。
5.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.40-0.60wt.％Mn。
6.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.20-1.0wt.％Mo。
7.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.45-0.55wt.％Mo。
8.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.50-1.5wt.％W。
9.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.90-1.1wt.％W。
10.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.15-0.25wt.％C。
11.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.18-0.22wt.％C。
12.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.01-0.08wt.％N。
13.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.03-0.05wt.％N。
14.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.02-0.20wt.％Nb。
15.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.03-0.07wt.％Nb。
16.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.10-0.50wt.％V。
17.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.28-0.32wt.％V。
18.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.01-0.20wt.％Ta。
19.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.04-0.06wt.％Ta。
20.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.30wt.％Ti。
21.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.10wt.％Ti。
22.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.30wt.％Zr。
23.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.10wt.％Zr。
24.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.001-0.02wt.％B。
25.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.007-0.009wt.％B。
26.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为S且所述钢包含至多0.010wt.％S。
27.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为P且所述钢包含至多0.040wt.％P。
28.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Cu且所述钢包含至多0.04wt.％Cu。
29.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Co且所述钢包含至多0.050wt.％Co。
30.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为As且所述钢包含至多0.030wt.％As。
31.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Si且所述钢包含0.05-0.2wt.％Si。
32.如上述条款中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Ni且所述钢包含至多0.05wt.％Ni。
33.一种部件，其由上述条款中任一项所述的钢制成。
34.一种用于核燃料的包壳，其由条款1-32中任一项所述的钢制成。
35.一种热交换器，包含壳体、多个管、以及管板，其中所述壳体、所述管或所述管板中的至少一种由条款1-32中任一项所述的钢制成。
36.一种泵叶轮，其由条款1-32中任一项所述的钢制成。
37.一种紧固件，其由条款1-32中任一项所述的钢制成。
38.一种行波反应堆，包含至少一个由条款1-32中任一项所述的钢制成的部件。
39.一种钢，展现出以下中的一项或更多项：大于100兆帕-米平方根(MPa m0.5)的断裂韧性；在593℃和104小时时小于或等于71MPa且在649℃在105小时时小于或等于30MPa的热蠕变；以及在500dpa的中子剂量后按体积计小于5％的膨胀。
浓度、量和其他数值数据在本文中以范围格式表达或呈现。应理解，此范围格式仅为了方便和简洁而使用，并且因此应被灵活地解释为不仅包括作为范围的极限值明确叙述的数值，而且还包括该范围内涵盖的所有单个的数值或子范围，如同每个数值和子范围被明确地叙述。作为说明，“4％至7％”的数值范围应被解释为不仅包括4％至7％的明确叙述的值，而且还包括在该指定范围内的单个的值和子范围。因此，包括在该数值范围内的是例如4.5、5.25和6的单个的值以及例如4-5、5-7和5.5-6.5的子范围，等等。此同样的原则适用于仅叙述一个数值的范围。当以9.0-12.0格式具体说明时，范围包括该范围的极限值(即，9.0-12.0包括具有9.0的组成和具有12.0的组成)。此外，无论范围的广度或所描述的特征如何，都应适用这种解释。
尽管陈述本技术的广泛范围的数值范围和参数是近似值，但在具体实例中陈明的数值被尽可能精确地报告。然而，任何数值固有地包含由在其各自的试验测量中发现的标准偏差必然导致的某些误差。
将清楚的是，本文所述的***和方法很好地适合于实现所提到的目的和优点以及其中固有的目的和优点。虽然为了本公开内容的目的已经描述了多种实施方案，但是可以进行各种改变和修改，这些改变和修改完全在本公开内容所预期的范围内。例如，即使其未在表1或表2中列出，但是例如10.5-11.5wt.％Cr、0.4-0.6wt.％Mn、0.25-0.35wt.％Mo、0.9-1.1wt.％W、0.18-0.22wt.％C、0.03-0.05wt.％N、0.08-0.12wt.％Nb、0.28-0.32wt.％V以及少于0.01wt.％的Ta、Ti、Zr和B中的每一种(当然余量为Fe)的实施方案被明确预期。可以进行许多其他变化，所述变化对于本领域技术人员来说是容易想到的并且涵盖在本公开内容的精神内。

Claims (39)

1.一种钢，由以下组成：
10.0-12.0wt.％Cr；
0.001-1.0wt.％Mn；
0.001-2.0wt.％Mo；
0.001-2.5wt.％W；
0.1-0.3wt.％C；
至多0.1wt.％N；
至多0.2wt.％Nb；
至多0.5wt.％V；
至多0.2wt.％Ta；
至多0.3wt.％Ti；
至多0.3wt.％Zr；
至多0.1wt.％B；
余量为Fe和其他元素，其中所述钢包含不大于0.15wt.％的这些其他元素中的每一种，并且其中，这些其他元素的总量不超过0.35wt.％。
2.如权利要求1所述的钢，其中所述钢包含10.0-11.0wt.％Cr。
3.如权利要求1所述的钢，其中所述钢包含10.5-11.5wt.％Cr。
4.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.20-0.80wt.％Mn。
5.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.40-0.60wt.％Mn。
6.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.20-1.0wt.％Mo。
7.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.45-0.55wt.％Mo。
8.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.50-1.5wt.％W。
9.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.90-1.1wt.％W。
10.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.15-0.25wt.％C。
11.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.18-0.22wt.％C。
12.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.01-0.08wt.％N。
13.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.03-0.05wt.％N。
14.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.02-0.20wt.％Nb。
15.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.03-0.07wt.％Nb。
16.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.10-0.50wt.％V。
17.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.28-0.32wt.％V。
18.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.01-0.20wt.％Ta。
19.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.04-0.06wt.％Ta。
20.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.30wt.％Ti。
21.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.10wt.％Ti。
22.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.30wt.％Zr。
23.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.05-0.10wt.％Zr。
24.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.001-0.02wt.％B。
25.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢包含0.007-0.009wt.％B。
26.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为S且所述钢包含至多0.010wt.％S。
27.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为P且所述钢包含至多0.040wt.％P。
28.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Cu且所述钢包含至多0.04wt.％Cu。
29.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Co且所述钢包含至多0.050wt.％Co。
30.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为As且所述钢包含至多0.030wt.％As。
31.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Si且所述钢包含0.05-0.2wt.％Si。
32.如上述权利要求中任一项所述的钢，其中所述钢中的所述其他元素之一为Ni且所述钢包含至多0.05wt.％Ni。
33.一种部件，所述部件由上述权利要求中任一项所述的钢制成。
34.一种用于核燃料的包壳，所述用于核燃料的包壳由权利要求1-32中任一项所述的钢制成。
35.一种热交换器，包括壳体、多个管、以及管板，其中所述壳体、所述管或所述管板中的至少一种由权利要求1-32中任一项所述的钢制成。
36.一种泵叶轮，所述泵叶轮由权利要求1-32中任一项所述的钢制成。
37.一种紧固件，所述紧固件由权利要求1-32中任一项所述的钢制成。
38.一种行波反应堆，包含至少一个由权利要求1-32中任一项所述的钢制成的部件。
39.一种钢，表现出以下中的一项或更多项：
大于100兆帕-米平方根(MPa m0.5)的断裂韧性；
在593℃和104小时时小于或等于71MPa且在649℃在105小时时小于或等于30MPa的热蠕变；以及
在500dpa的中子剂量后按体积计小于5％的膨胀。
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