CN115786817A

CN115786817A - 一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用

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Publication number: CN115786817A
Application number: CN202211580820.3A
Authority: CN
Inventors: 何琨; 王辉; 李刚; 赵可; 刘然超; 黄兰兰
Original assignee: Nuclear Power Institute of China
Current assignee: Nuclear Power Institute of China
Priority date: 2022-12-09
Filing date: 2022-12-09
Publication date: 2023-03-14

Abstract

本发明公开了一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用，高强韧性不锈钢材料为含有金属碳化物作为弥散纳米第二相的铁素体/马氏体不锈钢基合金；所述金属碳化物中的金属元素包括Zr，以及Ta和/或V。通过现有铁素体/马氏体不锈钢基合金的基础上，向其制备的过程中添加金属元素，使得这些金属元素和铁素体/马氏体不锈钢基合金中的碳元素形成金属碳化物，金属碳化物的尺寸为纳米级，在铁素体/马氏体不锈钢基合金中作为弥散纳米第二相，能够显著提高不锈钢合金的高温强度和组织热稳定性。

Description

一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用

技术领域

本发明涉及核技术领域，具体涉及一种能用在铅冷快堆服役环境中服役的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料及其应用。

背景技术

反应堆包壳材料的可靠性是制约未来先进核能可持续利用的主要瓶颈问题之一，决定着核能***的可行性、安全性和经济性。前期研究表明，铁素体/马氏体合金(F/M合金)因具有优良的腐蚀性能、抗辐照肿胀性能及稳定的热物理性能，已成为了***先进核能***的首选结构材料，是目前***核能快堆用结构材料的重要发展趋势，对核反应堆***安全可靠性具有重要意义。

对于***先进核能***的铅冷快堆而言，其包壳材料面临的辐照和腐蚀环境将比现有的商用裂变堆更加严酷。例如，同现行绝大多数商业核电站较低的运行温度(≤350℃)和中子辐照剂量相比，铅冷快堆的包壳部件面临的服役环境将更加苛刻：(1).较高运行温度(500℃～650℃)，未来会更高；(2).苛刻的腐蚀环境(液态Pb-Bi腐蚀)；(3).高中子辐照剂量：50～150dpa之间，最高可达200dpa。严苛的服役环境对包壳材料提出了非常高的性能要求，不仅要求制备各设备的材料具有优异的耐腐蚀能力，还需具有良好高温稳定性、高温力学和抗辐照损伤能力。

发明内容

本发明的目的在于提供一一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，能够用于铅冷快堆中服役，并且在该服役环境中同时具有良好的耐腐蚀性能、高温稳定性性能、高温力学性能以及抗辐照损伤性能。以解决铅冷快堆对其包壳性能提出更高要求的问题。

本发明公开了一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料为含有金属碳化物作为弥散纳米第二相的铁素体/马氏体不锈钢基合金；所述金属碳化物中的金属元素包括Zr，以及Ta和/或V。

本发明通过现有铁素体/马氏体不锈钢基合金的基础上，向其制备的过程中添加金属元素，使得这些金属元素和铁素体/马氏体不锈钢基合金中的碳元素形成金属碳化物，金属碳化物的尺寸为纳米级，在铁素体/马氏体不锈钢基合金中作为弥散纳米第二相，能够显著提高不锈钢合金的高温强度和组织热稳定性。

作为一种可能的设计，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料中含有硅元素，所述硅元素的含量为0.1～0.8wt％。

作为一种可能的设计，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料中Cr元素的含量为8.0～11.0wt％。通过添加硅元素且对硅元素和Cr元素的含量进行优化，能够明显提高不锈钢的良好力学性能和改善其抗氧化能力及抗液态金属腐蚀能力。

作为一种可能的设计，先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料包括以下含量的元素：C 0.1～0.2wt％，Cr 8.0～11.0wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr0.01～0.1wt％，Ta和V的总含量为0.3wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

作为一种可能的设计，先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料包括以下含量的元素：C 0.1～0.15wt％，Cr 8.0～9.5wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr0.01～0.06wt％，Ta和V的总含量为0.30wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

作为一种可能的设计，先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料包括以下含量的元素：C 0.15wt％，Cr 9.0wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr 0.01～0.05wt％，Ta和V的总含量为0.30wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

作为一种可能的设计，先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料包括以下含量的元素：C 0.15wt％，Cr 9.0wt％、Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Ta和V的总含量为0.30wt％，Zr0.05wt％，Si 0.6wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

本发明的有益效果：

1.本发明通过在现有铁素体/马氏体合金中引入Ta、V、Zr强化元素及调整Cr/Si元素配比，能够提高铁素体/马氏体合金强度的同时改善合金塑韧性、高温腐蚀性能和高温下组织的热稳定性。

2.本发明提供了高强韧性不锈钢材料在550℃时效处理1000h后，第二相(金属碳化物)颗粒尺寸相对稳定，平均尺寸为30～50nm；高强韧性不锈钢材料的抗拉强度和延伸率与时效处理前相当，可在核动力反应堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构材料。

具体实施方式

为了使本发明所要解决的技术问题、技术方案及有益效果更加清楚明白，以下对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

以下各实施例中，采用同一检测方法分布对Ta元素和V元素进行检测，分别得到结果后进行加和，本发明公开的高强韧性不锈钢材料对Ta元素和V元素两者的单独含量没有明确要求，仅对两者含量的总和有要求，因此在实际制备高强韧性不锈钢材料时，Ta元素和V元素可以同时存在也可以单独存在，只需两者总含量满足要求即可。

实施例1

本实施例提供了一种高强韧性不锈钢材料，按重量百分比计，高强韧性不锈钢材料中C含量为0.2％，Cr含量为11.0％，Mn含量为0.5％，W含量为1.5％，Ta和V的总含量为0.30％，Zr含量为0.01％，Si含量为0.1％，其余为铁和符合标准的杂质。

在制备100千克上述高强韧性不锈钢材料时，按照上述重量百分比称取各元素对应的物质，经真空感应熔炼、均匀化退火、高温锻造及轧制、正火及回火热处理等工序制得高强韧性不锈钢材料。熔炼的具体方法：

首先将Fe、Cr、W、Zr、Ta、V等元素放置于真空感应炉的坩埚内，将Mn和Si元素放在二次加料装置中。然后抽真空至真空度小于1×10^-2Pa，打开加热电源对坩埚进行加热，待坩埚内的金属元素全部熔清后，加入Mn和Si元素，Mn和Si元素全部融化后，再精炼15min，进行浇铸，铸锭在真空下冷却。

均匀化退火工艺：1200～1250℃，保温时间：12-24h。

实施例2

本实施例提供了一种高强韧性不锈钢材料，按重量百分比计，高强韧性不锈钢材料中C含量为0.12％，Cr含量为9.5％，Mn含量为0.5％，W含量为1.5％，Ta和V的总含量为0.30％，Zr含量为0.03％，Si含量为0.2％，其余为铁和符合标准的杂质。

本实施例中高强韧性不锈钢材料的制备方法和实施例1相同，此处不再详细阐述。

实施例3

本实施例提供了一种高强韧性不锈钢材料，按重量百分比计，高强韧性不锈钢材料中C含量为0.15％，Cr含量为9.0％，Mn含量为0.5％，W含量为1.5％，Ta和V的总含量为0.30％，Zr含量为0.05％，Si含量为0.4％，其余为铁和符合标准的杂质。

实施例4

本实施例提供了一种高强韧性不锈钢材料，按重量百分比计，高强韧性不锈钢材料中C含量为0.15％，Cr含量为9.0％，Mn含量为0.5％，W含量为1.5％，Ta和V的总含量为0.30％，Zr含量为0.05％，Si含量为0.6％，其余为铁和符合标准的杂质。

实施例5

本实施例提供了一种高强韧性不锈钢材料，按重量百分比计，高强韧性不锈钢材料中C含量为0.10％，Cr含量为8.0％，Mn含量为0.5％，W含量为1.5％，Ta和V的总含量为0.30％，Zr含量为0.05％，Si含量为0.8％，其余为铁和符合标准的杂质。

对比例1

本对比例和实施例2相比，区别在于：不添加Zr和Si元素。

对比例2

本对比例和实施例2相比，区别在于：Cr和Si元素的含量为7.5％和1.0％。

对比例3

本对比例和实施例2相比，区别在于：不添加Ta和V元素。

现对实施例1-5和对比例1-3所得不锈钢材料进行力学性能和耐腐蚀性能测试，其中力学性能测试的方法为依据国标GB/T228.2-2015执行，耐腐蚀性能测试的方法为依据标准GB/T 16545-2015和JB/T7901-2001执行；测试结果如表1所示。

表1

由表1可知，实施例2和对比例1相比，当添加有Zr和Si元素所得的不锈钢的高温力学性能和高温耐腐蚀性能均优于没有添加Zr和Si元素的不锈钢。

实施例1-3相比可知，当C、Cr、Mn、W以及Ta和V的总含量保持不变时，随着Zr和Si含量的增加，所得不锈钢材料高温力学性能和高温耐腐蚀性能逐渐增强。实施例3和实施例4相比，当C、Cr、Mn、W、Zr以及Ta和V的总含量保持不变时，随着Si含量的增加，所得不锈钢材料高温力学性能逐渐增强，说明Si元素的含量对不锈钢材料高温力学性能具有明显的影响。

实施例4和实施例5相比，在C含量和Cr含量下降的情况下，即使提高Si含量，也不能使所得不锈钢材料具有比实施例4更好的力学性能，说明在其他元素含量相同的情况下，Si含量、C含量以及Cr含量共同决定了所得不锈钢材料的力学性能。

以下对实施例1-5和对比例1-3所得不锈钢材料的高温下稳定性测试，测试方法为依据标准GB/T228.2-2015进行高温拉伸试验，对比分析时效前后微观组织第二相颗粒尺寸，统计颗粒尺寸。测试结果如表2所示。

表2

由表2和表1可知，实施例2和对比例1相比，当添加有Zr和Si元素所得不锈钢的高温力学稳定性明显优于没有添加Zr和Si元素的不锈钢。实施例2和对比例3相比，当添加Ta和V时，所得的不锈钢的高温力学稳定性明显优于没有添加Ta和V的不锈钢。实施例2和对比例2相比，当Zr和Si元素的添加量不在本发明要求的范围内时，所得不锈钢的耐腐蚀性能和高温力学热稳定性能明显降低。

综上所述，本发明通过对现有的铁素体或马氏体不锈钢中添加Zr，Ta和/或V，以及调整Cr和Si的添加量，得到的不锈钢具有良好的高温力学性能、高温力学稳定性以及耐腐蚀性能。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims

1.一种先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料为含有金属碳化物作为弥散纳米第二相的铁素体/马氏体不锈钢基合金；所述金属碳化物中的金属元素包括Zr，以及Ta和/或V。

2.根据权利要求1所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料中含有硅元素，所述硅元素的含量为0.1～0.8wt％。

3.根据权利要求1或2所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料中Cr元素的含量为8.0～11.0wt％。

4.根据权利要求1所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，包括以下含量的元素：C 0.1～0.2wt％，Cr 8.0～11.0wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr 0.01～0.1wt％，Ta和V的总含量为0.3wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

5.根据权利要求4所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，包括以下含量的元素：C 0.1～0.15wt％，Cr 8.0～9.5wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr 0.01～0.06wt％，Ta和V的总含量为0.30wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

6.根据权利要求5所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，包括以下含量的元素：C 0.15wt％，Cr 9.0wt％，Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Zr 0.01～0.05wt％，Ta和V的总含量为0.30wt％，Si 0.1～0.8wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

7.根据权利要求6所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料，其特征在于，包括以下含量的元素：C 0.15wt％，Cr 9.0wt％、Mn 0.5wt％，W 1.5wt％，Ta和V的总含量为0.30wt％，Zr 0.05wt％，Si 0.6wt％，其余为铁和符合标准的杂质。

8.权利要求1-7任一项所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料在铅冷快堆服役环境中的应用。

9.根据权利要求8所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料在铅冷快堆服役环境中的应用，其特征在于，所述先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料用于制作反应堆堆芯结构和/或燃料元件包壳。

10.根据权利要求8或9所述的先进反应堆结构材料用高强韧性不锈钢材料在铅冷快堆服役环境中的应用，其特征在于，所述铅冷快堆服役环境的温度大于或等于500℃。