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核反应堆用高性能FeCrAl包壳材料的创制与耐蚀机理
日期:2025年09月15日    来源: 中国腐蚀与防护学会     分享:

科技成果名称

核反应堆用高性能FeCrAl包壳材料的创制与耐蚀机理

成果评价证书编号

中腐评价字〔2025〕第22号

第一完成单位

上海交通大学

联系人

陈凯

联系人电话

15216712348

联系人邮箱

c.king@sjtu.edu.cn

综合评价意见(摘要)


  1.提出了基于微合金化、组织细化及纳米弥散相强化协同调控FeCrAl合金组织与性能的新方法,创建了FeCrAl合金热加工图及安全热加工工艺并成功用于指导FeCrAl合金包壳管的工程研制,研制出了室温抗拉强度和延伸率分别为≥1000MPa和≥20%、800℃抗拉强度和延伸率分别为≥160MPa和10%、再结晶温度约1000℃、Fe2+辐照硬化率下降约70%、综合性能显著优于传统成分与工艺的FeCrAl合金,1200℃水蒸汽中氧化速率比现役锆合金低3~5个数量级的高性能包壳材料。
  2.揭示了前序腐蚀膜对FeCrAl合金抗高温蒸汽氧化性能的“遗传效应”,提出了在富氧水中预腐蚀处理提升FeCrAl合金抗高温蒸汽氧化腐蚀性能和“牺牲早期腐蚀-液相沉积致密氧化膜”的抗腐蚀新策略,突破了传统以高Cr含量提升耐蚀性的设计局限。


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