熔盐环境对GH3535合金高温He行为影响的研究
【学位单位】:中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)
【学位级别】:博士
【学位年份】:2019
【中图分类】:TL426;TL341
【部分图文】:
图 1.1 核反应堆发展历程[4]Fig.1.1 The history of nuclear reactors development表 1.1 第四代反应堆概念设计Table 1.1 concept design of the Gen-IV reactors反应堆类型 冷却剂堆芯结构材料温度(℃) Dpa 气压(MPa)中 子能谱燃料循环用途超临界水堆(SCWR)水 Ni 基合金、F/M 钢290-600 15-67 25 热快一次/闭式发电超高温气冷堆(VHTR)He 石墨、C/C、SiCf/SiC600-10001-10 7 热 一次 发电制氢气冷快堆(GFR)He SiCf/SiC 450-850 60-90 7 快 闭式 发电制氢钠冷快堆(SFR)钠 F/M 钢及F/M ODS合金370-550 200 0.1 快 闭式 发电铅冷快堆铅 F/M 钢及F/M ODS600-800 200 0.1 快 闭式 发电
图 1.2 熔盐堆核能系统Fig. 1.2 Molten salt reactor随着第四代核反应堆系统概念的提出,美国和中国分别启动了氟盐冷却高温堆(FHR)和钍基熔盐核能系统(TMSR)项目[10]。目前,美国的 FHR 项目开展了Hastelloy N 合金在 FliBe 熔盐环境下的高温中子辐照实验,重点研究辐照对该合金的腐蚀性能影响[11]。已在麻省理工学院的试验堆(MITR, Massachusetts Instituteof Technology Reactor)中完成中子辐照实验,相关的辐照后测试工作正在进行中。美国的多家高校和研究机构也在积极推进 MSR 的发展,MIT 正尝试设计一座小型且可移动的熔盐冷却型反应堆 Jump-Start Advanced-Reactor (JSAR),用于为偏远的村庄或工厂供电;ORNL 于 2018 年上半年宣布成立熔盐净化实验室,主要开展将含有氟化锂和氟化铍的液态盐(即 FLiBe 熔盐)研究,为美国多家先进反应堆技术公司提供 FLiBe 熔盐制造和纯化的技术和装备,并进行腐蚀测试[12
图 1.3 辐照损伤的路径[16]Fig. 1.3 The pathway of irradiation damage在反应堆预计运行寿命时间内,由聚变和裂变反应产生的高能中子具有足够的动能使结构材料内部的原子离位,产生空位和自间隙原子等缺陷。这些中子对结构材料的弹性碰撞造成的辐照损伤通过每个原子的离位来表示,即 dpa。1dpa的损伤水平相当于每个原子的“稳定”的离位。在反应堆运行温度下,辐照诱导的缺陷有足够的热激活扩散能,使空位和自间隙原子复合,因此,在结构材料中保留的原子离位仅是 dpa 的一部分[17]。辐照损伤发生在非常短的时间尺度内(约 10-11s)。由这些缺陷进一步引起的物理、化学性质及机械性能的改变被称为辐照效应[15]。而辐照效应的时间尺度可长达数月。从空间维度,辐照造成的微观缺陷可概括如下:1)点缺陷(0D):间隙原子和空位2)线缺陷(1D):位错线
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本文编号:2884699
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