核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料技术领域
本发明属于燃料包壳技术领域，具体涉及一种核反应堆抗事故的核反应堆燃料包
壳材料用FeCrAl合金材料。
背景技术
《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》规定了应急堆芯冷却系统应满足核
燃料包壳的最高温度、反应当量及释氢量的要求，这一要求已不能满足核电站对安全的需
求。在2011年日本福岛核事故后，各国都在探索新一代抗事故的燃料包壳，以进一步提高核
反应堆在事故工况下的安全性，为核电厂在紧急事故条件下处理并恢复应急冷却系统赢得
宝贵的时间。
抗事故的核燃料包壳材料选择的依据主要涉及LOCA工况下的抗水蒸气氧化性能、
热冲击完整性，常规工况下的抗水腐蚀性能及抗微动磨损性能等。其中，1200℃抗水蒸气氧
化性能是最重要的性能指标之一。而现有的核燃料包壳材料如核电站商用锆合金M5的1200
℃抗水蒸气氧化性能较差。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种抗事故性能优异的
核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，其LOCA工况下1200℃抗水蒸气氧化性能优异。
为解决以上技术问题，本发明采用如下技术方案：
核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料，以所述FeCrAl合金材料的总重量为基
准，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5％～25％；Al 3％～15％；Si 0.01％～
3.3％；Y 0.001％～1％；Mo≤5％；Nb≤5％；C≤1000ppm；N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免
的微量元素。
根据本发明的一个优选方面，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 10％～
25％；Al 3％～10％；Si 0.01％～3.3％；Y 0.001％～1％；Mo≤5％；Nb≤5％；C≤1000ppm；
N≤1000ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
根据本发明的另一个优选方面，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 5％～
25％；Al 3％～15％；Si 0.1％～3.3％；Y 0.001％～0.1％；Mo 1％～5％；Nb 1％～5％；C
≤1000ppm；N≤500ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
进一步地，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 10％～25％；Al 3％～8％；
Si 0.1％～3.3％；Y 0.001％～0.1％；Mo 1％～5％；Nb 1％～5％；C≤1000ppm；N≤
500ppm；余量为Fe和不可避免的微量元素。
进一步优选地，所述FeCrAl合金材料由以下成分组成：Cr 22.51％；Al 4.32％；Si
0.27％；Y 0.007％；Mo 2.36％；Nb 1.2％；C 434ppm；N 420ppm；余量为Fe和不可避免的微
量元素。
由于上述技术方案的实施，本发明与现有技术相比具有如下优点：
本发明FeCrAl合金材料能够大幅度提高了燃料包壳在事故工况下的抗水蒸气氧
化性能，延长了核电站发生事故时的应急响应时间，另外，合金的综合性能较好，满足核电
站事故容错的要求。
本发明FeCrAl合金材料应用于燃料包壳材料，其LOCA工况下1200℃抗水蒸气氧化
性能优异，可用于制备燃料元件包壳管、复合包壳管、锆合金涂层、核燃料包壳管用氧化物
弥散强化铁基合金基体材料以及定位格架条带等堆芯结构材料。
具体实施方式
下面通过具体实施例对本发明作进一步描述。
将Fe、Cr、Al、Si、Y、Mo、Nb、C、N(其中，N以Cr2N形式加入)元素按重量百分比混合并
采用真空感应熔炼方法制备成6个合金铸锭，对6个铸锭取样进行化学成分分析，其成分参
见表1。分别在6个铸锭上切取样品进行高温水蒸气氧化测试。
对本发明的六个样品即实施例1～6和核电站商用锆合金M5，在高温水蒸气氧化设
备中进行高温水蒸气氧化试验，氧化温度为1200℃，氧化时间为1h，结果参见表1。表1给出
了根据本发明的实施例1-6的FeCrAl基成分配比及它们在各自上述水蒸气氧化条件下的氧
化增重。核电站商用锆合金M5的水蒸气氧化增重数据也在表1中列出。
表1实施例1-6的FeCrAl合金和锆合金M5组成及抗水蒸气氧化性能
从表1的数据可以看出，本发明FeCrAl合金在1200℃水蒸气中氧化增重明显小于
核电站商用锆合金M5，抗水蒸气氧化性能优异，具有良好的事故容错能力。
以上对本发明做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本
发明的内容并加以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，且本发明不限于上述的实施
例，凡根据本发明的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。