液态金属中的固态氧控与相关问题研究

发布时间：2020-11-10 22:40

　　 铅铋合金(LBE)是先进核反应堆冷却剂的候选材料,同时还可作为加速器驱动次临界系统的散裂靶材料,为实现高放射性核废料的嬗变提供中子源。但是高温铅铋合金对结构材料具有强烈的腐蚀性,在开发与应用铅铋合金作为反应堆冷却剂材料和ADS散裂靶材料的时候遇到了严重的问题。研究结果显示,多种金属元素可以在液态铅和铅铋中发生溶解,而且金属在LBE中的溶解度会随温度的升高而升高。所以液态铅铋合金对结构材料的腐蚀速率会随着温度降低而减小。然而,降低核反应堆运行温度就意味着以牺牲核电厂的热效率为代价,这将直接影响到电力生产系统的经济性。因此,从核电站的经济角度考虑,低温运行不是最佳方案。研究发现液态铅铋合金的氧浓度是影响结构材料腐蚀速率的重要因素,通过动态控制液态铅铋系统中的溶解氧浓度,可促进结构材料表面氧化膜的生成和维持,将腐蚀和溶解控制在最低限度,确保核反应堆在使用寿命内的安全运行。目前,国际上控制液态金属中的氧浓度方法主要有两种:气态氧控和固态氧控。国内外关于控制铅铋合金氧浓度的研究大多都是气态氧控控制技术,固态氧控控制技术的研究相对较少。特别是国内关于氧控技术的研究在固态氧控方面尚属空白,因此,推进国内铅铋合金应用技术的发展,开展固相氧控技术的理论研究与实验研究,对推动先进快堆和ADS发展具有重要的意义。首先,在广泛调研国际上固态氧控技术的发展现状的基础上,确定研究方案,设计和建造罐式液态铅铋合金综合实验平台,并自主制备氧化铅陶瓷作为固态氧控系统的补氧剂。以此为基础,展开铅铋合金中固态氧控及相关问题的实验研究。其次,在固态控氧技术中,固体氧化铅的溶解速率是影响调节效果的主要因素。通过MATLAB建模对氧控系统中铅铋合金与固体氧化铅之间的质量交换过程进行模拟,计算了旁路式质量交换器中氧化铅的溶解速率,与文献中的结果进行了对比,计算结果可以很好得与实验结果相吻合。应用该模型计算了不同工况下氧化铅的溶解速度,总结规律发现氧化铅的溶解速度随流体流量增加而线性增加,随温度的增加呈指数规律增加。最后,在罐式铅铋合金综合实验平台上,就铅铋合金中氧化铅的溶解速度、氧浓度的响应速度、氧化铅的中毒现象、氧控条件下结构材料的表面性能等具体问题展开实验研究。获得如下结论:(1)固态氧控能快速有效地调节氧浓度。在435℃的静态铅铋合金中对比了气态氧控和固态氧控的调节氧浓度效率,实验结果发现固态氧控调节时氧浓度响应速度快,而且没有出现过度氧化现象,说明固态氧控不仅能快速调节铅铋合金中的氧浓度,还不会污染冷却剂系统。(2)氧化铅颗粒性能良好。实验后的氧化铅颗粒完整,因流场不均匀溶解程度不一致。但是与文献相比,在低流速高氧浓度的铅铋合金中,氧化铅颗粒的平均溶解速度明显高于文献中氧化铅的溶解速度。(3)在静态的高氧浓度铅铋合金中开展了氧化铅中毒现象的实验研究,实验后对样品表面的SEM和EDX分析中没有发现氧化铁层,验证了在高氧浓度铅铋合金中固体氧化铅的不会出现中毒效应。正常工况下池式反应堆内不会出现整体或局部氧浓度过低情况,所以本组实验结论也说明池式反应堆中的固态氧控系统具有固有安全性。(4)氧化后不锈钢表面润湿性变差了。本文选择了319L、T91和CLAM三种不锈钢材料作为研究对象,在450℃的饱和氧浓度铅铋合金中分别进行了400h、800h和1200h的氧化腐蚀实验,随后采用静滴法测量铅铋液滴在样品表面的接触角,通过对比,发现腐蚀后样品表面接触角都增加了。本论文课题是在国家自然科学基金重大研究计划项目《乏燃料嬗变系统中液态金属的固态氧控与纯化的实验研究》支持下开展的研究工作。通过相关问题的实验研究,为液态铅铋合金中的固态氧控技术的开发与应用积累了实验数据。
【学位单位】：华北电力大学(北京)
【学位级别】：博士
【学位年份】：2017
【中图分类】：TG146.12;TM623.2
【部分图文】：

图 1.1 ADS 原理示意图Fig.1.1. Scheme of ADS system系统，可以使长寿命高放核废料嬗变为短寿命低放核于解决“核废料安全处置”问题具有重要意义。 年代，我国就确定了核燃料“闭合循环”和“核能发技术路线。通过乏燃料后处理，一方面回收有用的铀，可大大提高铀资源的利益率；另一方面可显著减少放驱动次临界系统在确保安全的前提下完成反应堆高放原理是：加速器产生轰击靶核的高能质子束，在靶核中子，散裂中子作为外中子源进入次临界系统，从而维，次临界系统中有足够高的中子通量，可用来实现嬗系统的功率由加速器的功率决定，一旦关闭加速器，因此该系统也是一种具有固有安全性的先进堆型。和直接掩埋处理相比，采用循环嬗变技术的第四代核能

反应堆冷却剂材料和 ADS 散裂靶材料的时候遇到了严重的，多种金属元素可以在液态铅和铅铋中发生溶解，而且金属度会随温度的升高而升高[18]。在高温液态铅铋合金中长期过在固体材料与液态金属接触面上发生的原子间相互作用属元素成分会直接溶解到液态铅铋合金中，并随流体的流动结构材料的腐蚀和冷却剂的污染。而且液态铅或铅铋合金化合物发生化学反应及物质交换（O、N 和 C 等），所以铅料（主要是不锈钢）具有极强的腐蚀性，随着温度的升高结严重。表明，在没有任何保护措施的条件下，液态铅铋对普通不锈达 1mm/年[19,20]，显然这是核反应堆系统所不能允许的。，高温液态重金属的流动会对核反应堆设备的安全运行造成r[21]等人通过实验发现，纯铁在 的流动铅铋中会发生 2000小时之后腐蚀速率会变快，图 1.2中是纯铁表层受影响区图中清晰看到流动铅铋合金对纯铁的晶间腐蚀深度 。

温度梯度引起的传质，包括：（1）溶解；（2）扩散；（3）金属溶质的传递；（4）核；（5）微晶的输运；（6）黏附与晶体生长（形成堵塞） 1.3 Thermal gradient mass transfer: 1-Solution, 2-Diffusion, 3-Transport of dissolveetal, 4-Nucleation, 5-Transport of crystallites, 6-Crystal growth and sintering (plugformation)循环流动的液态铅铋系统中，腐蚀产物会在液态金属中扩散，并会随流动。如图 1.3 所示。在腐蚀性液态金属的循环系统中，热管段受到腐蚀产物被金属流体从热端传输到冷端，在低温区达到饱和浓度并形。所以在非等温循环系统中，溶质元素的浓度由冷端的沉淀过程控制受最高和最低温度的共同影响，而且这种腐蚀不会随时间减弱，所以会在低温段形成大量腐蚀产物的堆积，严重影响壁面换热和冷却剂的若不采取防护措施，结构材料的持续腐蚀将会造成结构钢材厚度的减物的沉淀析出会改变材料管壁成分，导致壁面局部传热恶化和管路堵而造成一系列的安全隐患，影响核反应堆的安全运行。对高温液态金属的腐蚀减薄问题，国际上已相继开展了不同结构材料
【参考文献】

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本文编号：2878414