Fe-13Cr-5Al-Mo合金微柱力学性能与变形行为研究

发布时间：2020-12-28 15:05

　　在多起核事故发生后,研究人员提出了耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,简称ATF)系统的概念。与现有的燃料系统相比,耐事故燃料系统能够延缓包壳的氧化和氢气的产生,使得核反应系统在严重的突发情况下具有一定的自御能力。本课题的研究对象是作为新型核燃料包壳备选材料的FeCrAl合金,这种合金在高温下可形成氧化铬、氧化铝等表面氧化物,可在1500°C左右仍保持着很高的抗蒸汽氧化性,其在高温高压水蒸气的环境中氧化速率远低于目前广泛使用的Zr合金包壳材料,因此FeCrAl合金是一种非常具有发展前景的新型包壳材料。对用于核反应堆的结构材料来说,理解辐照损伤与材料力学性能之间的关系对于结构部件是否能够长期有效运行具有十分重要的意义。反应堆内中子辐照是一个长期缓慢的过程,因此在实验研究中,通常使用离子辐照来代替反应堆内中子辐照,但离子辐照只能达到距样品表面几十微米的深度。本研究侧重于辐照前FeCrAl合金材料的力学性能,考虑到需要与辐照后样品进行对比,因此对辐照前的样品进行微柱压缩实验,可以为以后在同一数量级对比辐照前后样品的力学性能做准备。同时小尺度样品具有成本低、易加工等优点,... 

【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校

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【学位级别】：硕士

【部分图文】：

轻水反应堆堆芯冷却剂不足事故发生概况[7]

图 1-2 不同材料的蒸汽氧化速率常数和活化能的阿伦尼乌斯图[10, 11]60 年代，通用电气（GE）公司开始开发用于核电的 Fe其在反应堆中具有更高的热效率和更好地抗氧化能力。室的严重事故试验站在过去两年对不同的备选 ATF包壳估，FeCrAl 合金在高温下可形成氧化铬、氧化铝等表面压水蒸气的环境中氧化速率远低于 Zr 合金，如图 1-2 所500 °C左右仍保持着高抗蒸汽氧化性[11]。损伤与材料力学性能之间的关系对于核反应堆结构部件有十分重要的意义。在研究材料的辐照性能过程中，通辐照和重离子辐照）来代替中子辐照，这是由于中子辐离子辐照实验过程中的试验参数更容易控制[12]。但离子要适用于小尺度样品的研究。小尺度样品具有成本低、尺度样品的研究从而预测宏观样品的性能已成为核材料，研究新型燃料包壳材料代替现有的锆合金作为轻水反

如化石燃料发电厂等。铁素体 FeCrAl 不锈钢为体心立方温氧化性能和良好的力学性能，尤其在事故高温下，同传比具备更好的耐事故性能。早在 20 世纪 60 年代，通用电源生产方面对 FeCrAl 合金进行了评估、研究和改进（主响应和燃料包壳的化学作用），目的是开发抗氧化燃料元和二氧化碳气氛的核反应堆中具有更好的热效率、更高的产物的溢出[13]。甚至在此之前，西屋公司实验室已经对 性能进行了研究。这些项目的报告提供了简单体系合金的性能测试结果，然而它们并没有提供一个足够优化应用于核反应堆中。迄今为止，人们在开发用于高温核电成了大量工作，包括燃料包覆兼容性，在高温空气、蒸汽材料老化问题、焊接/可成形性、辐照效应等[14]。FeCrAl境下正常工作，并且由于 Cr 和 Al 的晶格稳定作用，FeC。FeCrAl 合金的高温抗氧化性主要来自于 Al2O3和 Cr2O保护合金不被高温蒸汽氧化[15]。

【参考文献】：
期刊论文
[1]从电力发展“十三五”规划看新能源发展[J]. 李琼慧,王彩霞.  中国电力. 2017(01)
[2]我国新能源发展现状及前景[J]. 李春曦,王佳,叶学民,喻桥.  电力科学与工程. 2012(04)



本文编号：2943968