铅基反应堆研究现状与发展前景

以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。

Fe-Ni磁性温度感知合金与高温钠的相容性研究

磁性温度感知合金可用于钠冷快堆非能动停堆系统,当堆内温度高于磁性合金居里点时,与合金连接的控制棒掉落堆芯,实现安全停堆。本工作对新研发的Fe-Ni磁性温度感知合金与530℃、560℃、600℃高温核级钠相容性开展了试验研究;试验后,进行了腐蚀深度、微观形貌以及表面腐蚀产物等分析。结果表明:试验后Fe-Ni合金表现为微小增重,随温度升高平均增重率升高;结合宏观形貌和线扫描能谱分析,表明样品表面形成了含锰氧化膜,该膜层可有效地阻止材料组分元素的溶解。经高温钠浸泡后,样品表面未发现点腐蚀和晶间腐蚀等局部腐蚀迹象,表明材料在高温钠中有较好的耐蚀性能。

燃料元件包壳材料CN-1515不锈钢在可控氧铅铋环境下的腐蚀行为

国产CN-1515不锈钢因其良好的抗辐照肿胀能力和高温力学性能成为铅铋快堆燃料包壳的主要候选材料。在铅铋冷快堆中,由于液态铅铋合金对金属材料具有强烈的腐蚀性,会影响到反应堆的安全稳定运行,因此,铅铋冷快堆中结构材料应用还需充分考虑耐液态铅铋腐蚀性能。本文以国产CN-1515奥氏体不锈钢为研究对象,在自行研发的控氧静态铅铋腐蚀实验装置上,开展了高温铅铋腐蚀实验。实验温度分别为450、500、550、600℃,实验时间分别为1000、3000、6000 h,液态铅铋合金中氧含量控制在10^(-6)%~10^(-7)%之间。实验结果表明,低温(T≤450℃)下,CN-1515不锈钢表面会生成一层保护性氧化膜,但随着腐蚀时间的增加,氧化膜会逐渐疏松而失去其保护作用;然而温度大于500℃时,不锈钢发生严重的Ni元素溶解腐蚀,腐蚀深度随温度的升高和时间的延长而增加。

奥氏体321不锈钢在550℃静态铅铋共晶合金中的腐蚀行为

奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料,铅铋共晶合金是第四代核能系统(GenⅣ)铅冷快堆冷却剂的主要候选材料。为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性,对321不锈钢在550℃液态铅铋共晶合金中的200、400、600 h腐蚀现象进行了研究。对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测。结果发现:在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含O、Ti、Pb元素的化合物(Ti_2O和Pb_2O_3);在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层;321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀,在Fe、Cr元素不断向铅铋共晶合金中溶解时,伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透。

430不锈钢在550℃流动Pb-Bi合金中的腐蚀行为

为了研究430不锈钢(430ss)与高温Pb-Bi合金的相容性,将430ss浸没在550℃、2.98m/s的液态Pb-Bi合金中进行200h、400h和600h的腐蚀试验。利用XRD、SEM和EDS进行检测,分别研究经腐蚀不同时间后试样表面和截面的腐蚀现象。结果表明:腐蚀试样表面首先产生不规则形状的由Fe、Cr、O三种元素组成的氧化物,而后逐渐生长并汇集成相对均匀的氧化层;氧化层呈双层结构,分别为外氧化层和内氧化层,外氧化层主要由疏松多孔的Fe3O4以及部分渗入的Pb-Bi组成,内氧化层主要由致密的Fe-Cr尖晶石(Fe,Cr)3O4组成;随腐蚀时间的延长(0~600h),内外氧化层厚度不断增加并变得相对均匀;在腐蚀过程中同时发生溶解腐蚀和氧化腐蚀。

钠冷快堆控制棒驱动机构用GH1059合金动导管的试制

采用真空感应+保护气氛电渣重熔冶炼出GH1059合金,经过锻造+热挤压+两个道次冷轧工艺成功研制出外径186 mm/内径104 mm的动导管。检测结果表明:GH1059合金动导管表面质量及尺寸精度优良,基体为全奥氏体组织,平均晶粒尺寸约为78.23μm,晶内有近似圆形的含Cr、Fe、Ni、Mo的碳化物,晶内及晶界还有呈片层状的富Cr、Mo的碳化物;动导管的拉伸性能、硬度、冲击韧性、耐铜-硫酸铜-16%硫酸及硝酸的腐蚀性能优良。国产化GH1059合金动导管的各项指标均满足其使用要求。

铅铋合金冷却快堆PBWFR子通道参数敏感性研究

基于COBRA-IV开发出了适用于铅铋合金冷却组件和堆芯的子通道热工水力分析程序SUBAS,并利用其对铅铋合金冷却组件进行了详细的子通道分析,主要分析了不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响;对湍流交混模型、横流压降系数、换热系数模型等做了相关的参数敏感性分析。研究结果表明:燃料棒数目的增加会导致组件内外质量、动量和能量的交换更加困难,各类通道的温度都有所升高;定位格架不仅增加了组件压降,而且降低了相邻通道之间的横向流动;湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大,需要重点研究。

可拆卸式钠压力变送器的设计

在核电钠冷快堆领域,钠压力变送器对钠工艺回路压力参数的监测至关重要。钠工艺回路的高温、防钠液泄漏、可拆卸标定等需求,是钠压力变送器在功能设计方面考虑的主要因素。对钠压力变送器的研究包括:过程连接采用焊接的方式,防止钠液泄漏;接液材质选用奥氏体耐热不锈钢316H,解决耐高温、防腐蚀的问题;远传部件正、反法兰组成的分离结构,实现了可拆卸的功能;变送器常温部件拆卸分离后,高温部件与钠液管路所形成的腔体结构密封设计和保护原理分析。对钠压力变送器进行了钠台架高温影响试验、分离机构拆卸与二次安装影响误差试验。试验结果均符合要求。可拆卸式钠压力变送器的设计与实现满足了核电钠冷快堆示范项目的特殊需求。其远传分离传压机构的创新设计对压力仪表在其他领域的应用具有借鉴作用。

铅铋共晶合金冷却剂应用面临挑战及解决方案

铅铋共晶(lead-bismutheutectic,LBE)合金具有化学活性低、热特性杰出、耐辐照等优异特性,在核领域具有广泛的应用前景,是第4代核能系统铅冷快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)冷却剂的首选材料。然而,高温、高流速、高密度的液态LBE会对核电材料造成严重腐蚀,威胁其服役安全。因此,全面认识与分析应用LBE所面临的挑战,对于解决LBE与结构材料相容性的关键科学和实际工程问题,以及核能的可持续发展具有重要意义。简介了LBE冷却剂的特点,系统地论述了近年来关于LBE腐蚀机理、影响因素的研究现状,针对目前的控制溶解氧气浓度、结构材料设计和腐蚀防护涂层这3种主要解决方案的基本原理、防护机制及国内外最新研究进展进行了较为全面地分析。最后,总结了目前研究中存在的主要问题与不足,并展望了未来发展前景。