含铝强化奥氏体钢在550℃液态铅铋中的腐蚀行为

先进铅冷快堆和加速器驱动次临界系统商业化的关键材料问题是结构材料与铅基冷却剂之间的相容性问题,结构钢材料需要在高温液态铅铋共晶中具有优异的抗腐蚀能力.含铝强化奥氏体钢(alumina-forming austenite steel,AFA钢)因其表面可以形成Al_(2)O_(3)膜而在极端环境中具有良好的耐蚀性能.本文研究了降低Ni元素成分和高温预氧化对AFA钢耐铅铋腐蚀性能的影响,利用扫描电子显微镜、能量色散X射线光谱仪、X射线衍射技术,对AFA钢在550℃液态铅铋饱和溶氧条件下腐蚀600 h的氧化层形貌及结构进行表征.结果表明:降低合金中Ni含量和高温预氧化处理都会促进样品表面形成保护性Al_(2)O_(3)氧化膜,进而降低腐蚀层厚度,提升材料耐铅铋腐蚀性能.

SIMP钢在高温液态铅铋合金中的腐蚀行为

目的 研究SIMP钢在不同溶解氧浓度的高温液态铅铋合金中长期浸泡后腐蚀产物的变化规律。方法 在550℃静态液态铅铋合金(饱和氧状态和贫氧状态)中对SIMP钢进行500、1 000、2 000、3 500、5000h的腐蚀试验。通过观察腐蚀后试样的表面和截面形貌,进行物化分析,对比不同时间下腐蚀层厚度以及腐蚀产物结构的变化,得出溶解氧浓度和浸泡时间的变化对腐蚀产物的影响规律。结果 在贫氧环境中,SIMP钢的腐蚀类型主要为氧化腐蚀,氧化腐蚀产物具有双层结构,外层为Fe-Cr尖晶石氧化层,内层为富铬氧化物与基体的混合物层;在饱和氧环境,SIMP钢腐蚀产物则具有3层结构,外层为Fe_(3)O_(4)磁铁矿层,中层为Fe-Cr尖晶石氧化层,最内层为富铬氧化物与基体的混合物层。结论 溶解氧浓度和浸泡时间的变化对腐蚀产物的结构和厚度产生了显著影响,SIMP钢在贫氧环境中呈现出优异的耐腐蚀性能。

SVBR-100铅铋冷却反应堆热工水力仿真分析

为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验知识一致;瞬态时与水堆对比结果表明铅铋堆引入变化后反应性和核功率参数变化幅度更小,稳定更快,堆芯温度和燃料表面温度稳定时间更短,说明相较于水堆,铅铋堆本身具有的更好的自稳自调特性使其更具发展潜力。

铅铋合金中铅铋分离制备草酸铅工艺研究

针对铅铋在熔炼、吹炼过程极易形成互溶相,难分离,导致产出的铅铋合金堆存或低价外售。通过冷水喷射冲散金属液进行制粒-氧化酸浸回收铅铋的湿法分离工艺,并在浸出液中加入草酸制备草酸铅,优化了影响铅铋浸出率的主要因素,反应温度80~90℃,反应时间120 min,搅拌速率250 r/min,醋酸初始浓度500 g/L时,Pb、Bi的浸出率分别达到了96%、93%,按理论量加入草酸制备的草酸铅产品纯度达到了99.3%,实现了铅铋合金湿法回收。

液态铅铋合金氧计探头设计及优化

液态铅铋合金的测氧和氧控,对抑制结构材料腐蚀具有重要作用,是铅基反应堆工程应用需解决的关键技术问题之一。为支持深入开展液态铅铋合金氧测控技术研究,本文基于液态铅铋合金测氧原理及其测量需求,自主设计研制了用于液态铅铋合金测氧的氧计探头,并利用某铅铋合金静态腐蚀试验釜验证了氧计探头的测量性能,结果表明,所设计的氧计探头可在200~550℃交变高温情况下实现测氧,测量范围达到10^(-6)~30 ppm,泄漏率不高于10^(-6)(Pa·m^(3))/s。

锡铅铋铸态光谱内控标准样品的研制

由于锡铅铋系列的电子焊料在工业中应用广泛,而焊料成分的快速准确检测主要依靠火花直读光谱仪,要保证光谱仪的准确检验需依靠标准样品。为节约公司检验成本,自行研制标准样品,通过工艺流程设计、成分设计、样品制备、偏析检验、均匀性检验、金相组织分析、定值、稳定性试验步骤,研制的内控标准样品均匀性好、稳定性好,组织致密、无气孔缺陷,可应用于火花直读光谱仪的校准。

铅铋池式快堆自由液面波动致气体夹带行为研究

铅铋池式快堆具备较好的增殖核燃料以及嬗变核废料潜力,是第四代反应堆中最具潜力的堆型之一,但其存在覆盖氩气被夹带进入液态铅铋致正反应性及缩减反应堆寿命的风险。本研究基于OpenFOAM对堆池局部区域进行了CFD仿真模拟,利用VOF (流体体积界面跟踪)方法对液体下落型气体夹带特性与参数影响展开研究。研究结果表明:液体下落型气体夹带的发展可分为初始阶段,液面波动阶段,夹带阶段和结束阶段;入口速度的增加会增强气体夹带的趋势;液面初始高度的增加阻碍气体夹带的趋势;入口高度的增大减弱自由液面波动的趋势。本研究阐明了四代铅铋池式快堆发生气体夹带的过程与机理,为池式快堆的安全运行提供一定的建议和指导。

铅铋合金试验回路中的电加热应用

在大多数液态金属相关实验回路中,加热是必不可少的环节。采用电加热形式不仅能够节约空间、提高工作效率,还能满足各种实验工作的使用需求,因此,电加热逐渐取代了其他形式的加热,在液态金属实验回路中被广泛使用。介绍了电加热的概念和分类,讨论了在铅铋合金实验装置中采用电加热技术遇到的实际问题,并分析了电加热技术在该装置使用上产生实际问题的原因。通过结合运行经验,提出了解决方案和优化策略,以提高电加热应用的安全稳定性,改善实验装置的运行状况。

六边形组件棒束通道内液态铅铋流动传热特性实验研究

为探究液态铅铋在六边形组件棒束通道内流动传热特性,开展了操作压力为0~250 kPa、实验段入口温度为200~300℃、热流密度为0~47071.48 W·m^(-2)、质量流量为0~4 kg·s^(-1)及Pe为300~600的液态铅铋流动传热实验。依据实验结果重点分析了液态铅铋在不同测点位置、热流密度和进口温度等工况下的棒束内通道传热特性。基于棒束通道流动传热特性实验数据,对国际上液态金属的流动传热经验关系式进行计算评估,并参考Mikityuk关系式的基础形式,拟合出一个新的流动传热经验关系式。采用德国卡尔斯鲁厄研究中心(KIT)的实验数据校核并评价该关系式的适用性和可信度。结果表明,拟合经验关系式对KIT棒束的计算相对偏差为±20%,证明新经验关系式有较高的适用性与可信度。该实验数据与经验关系式可为我国液态金属冷却快堆六边形组件棒束通道内流动传热特性的设计研究提供参考与技术支持。

铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

辐照后铅铋靶材中钋-210分离提取技术研究进展

本文概述了钋-210的主要特性及用途,简要介绍了其制备的意义及难度,重点针对可实现钋-210批量化制备的核反应堆中子辐照技术路线,从高温蒸馏法、氢化提取法、碱提取法、稀土提取法、自电镀法、溶剂萃取法等方面综述了辐照后铅铋靶材中钋-210的分离提取技术研究现状,最后对有望实现批量化制备的钋-210分离提取技术进行了展望。

高温蒸馏坩埚在铅铋合金中的腐蚀行为研究

针对高温蒸馏处理铅铋合金(LBE)冷却剂中210 Po的坩埚腐蚀行为,在1000℃、5000 Pa条件下开展了材料为金属、氧化物和石墨的坩埚与LBE的静态腐蚀试验,获得了不同材料坩埚试验前后的质量变化、腐蚀试验后LBE中引入的杂质含量、坩埚内外表面及LBE表面形貌的变化以及氧化铝坩埚腐蚀试验后与LBE交界面的金相形貌。结果表明:以石英、氧化铝、氧化锆和钼为材料的坩埚高温下质量稳定;腐蚀试验后,以氧化铝、氧化锆、钼和钨为材料的坩埚引入LBE中的杂质含量小于31 ppm;以氧化铝和氧化锆为材料的坩埚腐蚀试验后内外表面均无腐蚀;氧化铝坩埚与LBE金相界面无腐蚀。综上所述,氧化铝坩埚耐LBE腐蚀性能较好,适宜用作LBE高温蒸馏处理210 Po的蒸馏容器。

铅铋介质与清水介质在核主泵内流动对比

为了满足第四代核电系统铅铋(LBE)快堆模块化的结构要求,其主循环泵常采用轴流式结构,掌握铅铋介质在轴流式核主泵内的流动特性是铅铋快堆设计的关键性问题之一。但是目前泵的理论设计与实验都是以清水介质为前提,当实际应用在LBE介质下时,必然会导致泵的内外特性与设计目标和实验状态出现明显差异。通过计算流体力学(CFD)方法采用SST k-ω湍流模型对铅铋介质和清水介质进行瞬态数值计算,分析额定工况下两种介质在叶轮和导叶计算域的能量变化及其规律。结果表明:按照轴流泵水力设计方法完成的水力设计方案,在额定工况下,LBE介质相较与清水介质的扬程与效率均有明显提高。在叶轮计算域,LBE介质静扬程的提高是导致其总扬程与效率均优于清水介质的主要原因;在导叶计算域,LBE介质的流动损失明显低于清水介质,LBE介质在导叶轮毂处的分离现象明显弱于清水介质。

静态腐蚀条件下铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢与液态铅铋合金相容性研究进展

液态铅铋合金(LBE)是铅冷快中子反应堆(LFR)和加速器驱动次临界系统(ADS)的主要冷却剂材料。反应堆用结构材料(如铁素体/马氏体钢、奥氏体不锈钢等)在液态LBE环境下存在液态金属腐蚀(LMC)和应力腐蚀的问题,这些问题给钢结构材料的安全服役带来隐患。阐述了钢材铅铋腐蚀类型及机理,归纳了材料设计与处理(元素成分、热处理、加工制造和表面处理)和腐蚀条件(氧质量分数、腐蚀温度和腐蚀时间)对钢材铅铋腐蚀行为的影响机制;澄清了LBE环境下的应力腐蚀与金属脆化机制,总结了内外因素(材料种类、表面缺陷、热处理、氧质量分数、腐蚀温度和拉伸速率)对钢材拉伸性能的影响,并展望了未来铅铋反应堆结构材料的研究方向。建议面向未来的铅铋堆用钢应优化材料设计和处理方式(提高Si、Al等元素的含量、表面镀膜和热处理)同时控制LBE中环境参数(温度、氧质量分数和腐蚀时间)以提高钢材的耐铅铋腐蚀性能。

核主泵系统高温液态铅铋润滑导轴承流体动力学特性分析

铅铋轴承是新一代核电站二回路主循环系统重要组成部分,用于支撑整个转轴系统。针对轴承存在的动力学特性和润滑机制尚不清晰等问题,建立铅铋轴承流体动力学模型,研究间隙、转速、偏心率和有无环形导流槽对铅铋轴承液膜流体动力学特性的影响,揭示压力峰值与转速、偏心率和间隙的变化关系,探明间隙对动压效应形成规律的影响。研究结果显示环形导流槽对承载力和摩擦因数的影响远小于无环形导流槽,最大压力随着转速、偏心率的增大而增大,随着间隙的增大而减小,最小压力与最大压力结果相反。研究结果为新型高温液态金属润滑轴承设计研发及国产化提供了理论依据。

非对称紧凑式换热器内超临界二氧化碳与液态铅铋合金耦合换热特性研究

超临界二氧化碳布雷顿循环与铅冷快堆的结合被认为是最为理想的动力循环之一,系统通过中间换热器传递热量,其性能影响着整个发电系统的高效与安全运行。由于超临界二氧化碳和液态铅铋合金(LBE)物理性质和热输运性质差异显著,对称式结构无法匹配两侧工质的换热要求,构建了1种非对称式紧凑式耦合换热器,采用数值模拟方法研究了超临界二氧化碳与液态铅铋合金耦合换热特性。结果表明:提升冷侧流体入口速度会显著增强换热;增加热侧LBE入口速度时,总换热系数先降低后增加;提升换热器冷热流体入口温度,换热器的换热系数先减小后增大,存在最优值;在拟临界区内,强浮力作用会大幅提升冷侧换热,而加速效应则抑制换热。

铅铋堆堆芯燃料组件棒束弯曲工况下流动换热特性研究

核反应堆在运行过程中燃料组件可能出现弯曲和变形现象,直接影响到核反应堆的安全性和可靠性。为探究铅铋堆堆芯燃料组件棒束在弯曲状态下的冷却剂流动换热特性,本文基于CFD方法,对卡尔斯鲁厄理工学院(KIT)开展的铅铋堆19棒燃料组件实验进行了数值模拟研究,获得了光棒弯曲和带绕丝棒弯曲两种条件下的组件内热工水力参数分布特性。结果表明,在光棒情况下单棒弯曲会使局部冷却剂通道变窄,造成局部的高温区域。在有绕丝情况下,由于绕丝的搅混作用,使得棒束弯曲造成局部高温现象相对较弱,高温区域主要集中在棒束与绕丝接触的狭小区域内。本文揭示了铅铋堆燃料组件燃料棒弯曲条件对堆芯安全的影响规律,为铅铋堆热工安全设计提供了重要参考。

起伏对强迫循环下铅铋合金阻力及换热特性影响实验研究

受起伏运动的影响,铅铋回路的流量发生波动,流动阻力与换热特性会发生变化。本文采用实验方法,研究了起伏条件下强迫循环液态铅铋合金在竖直圆管内的流动阻力与换热特性。结果表明:起伏运动引起的瞬时附加压降峰值低于理论值;在强迫循环下,起伏会造成回路流量周期性波动,在最大起伏幅度300 mm、周期4 s的工况下,流量瞬时波动最大达到16%。拟合得到了流量波动的无量纲数表达式。在强迫循环范围内,起伏运动下的管道时均摩擦阻力系数与静止条件下一致,起伏运动不会影响回路的时均传热特性。本研究结果可为起伏运动下反应堆设计提供数据参考。

横摇运动下铅铋回路热工水力特性数值研究

为研究横摇运动下铅铋回路系统热工水力特性,利用商用CFD软件开发了铅铋回路系统的计算模型以及横摇运动的计算方法,并采用实验数据对数值计算结果进行了验证,其中,横摇运动流量的最大偏差在3%以内。计算结果表明,横摇运动会使回路系统的自然循环流量发生周期性波动,流量波动的周期与运动周期一致,波动的幅度会随着横摇运动最大幅度的增大、运动周期的减小而增大,在最大摇摆角20°摇摆周期7.5 s工况下流量的瞬时波动最大达到了140%,并在一些时刻产生倒流现象。横摇运动也会让系统的流动和传热特性参数发生周期性的瞬时波动,这种波动的规律与自然循环流量的波动规律相似,其中Nu的最大瞬时波动达到了515%,最大时均波动可达66%。本研究获得的结果对横摇运动下的铅铋回路系统设计优化具有重要的工程应用价值和科学意义。

熔融铅铋与水相互作用热工水力特性研究

目前铅基快堆多设计为池式,使得在蒸汽发生器管道破裂事故发生时,二次侧高压水可能注射到液态金属池中,并与铅基冷却剂相互作用,即导致冷却剂与冷却剂之间的相互作用(CCI)发生,危害反应堆安全性及整体性。为研究射流水与熔融铅铋相互作用的热工水力现象,基于西安交通大学自主开发的ACENA程序对JAEA的小型实验台架进行模拟计算,并与实验结果进行对比验证。计算结果表明,射流水注入到液态铅铋(LBE)后形成空腔,之后经历空腔扩展、交界面处沸腾、空腔颈部受压缩及剧烈沸腾等过程,使得穿透深度在逐步加深到最大值后回降。LBE初始温度及注水速度会对空腔发展过程及注水深度等产生相应的影响。本研究获得的结果对池式铅基快堆在蒸汽发生器管道破裂事故工况下的热工水力分析研究具有重要意义。