Zr、Ti添加对第四代核反应堆燃料包壳用ODS钢纳米氧化物的影响
发布时间：2021-07-05 09:46
相对轻水堆来说,第四代核反应堆具有更高的运行温度,堆内运行工况变得更为复杂,使得对其核心结构材料的性能要求也更加苛刻。氧化物弥散强化（ODS,oxide dispersion strengthened）钢特征性的微观结构一超高密度弥散分布的纳米氧化物,使其在各种物理化学条件下具有优异的抗辐照性能、抗蠕变性能,以及良好的高温稳定性能,成为第四代核反应堆包壳中非常有前途的候选结构材料。因为高Cr的铁素体ODS钢在高温下具有更高的强度,且在超临界水冷堆及铅冷快堆中展示出优异的抗腐蚀性能,因此,高Cr的铁素体ODS钢能够满足作为下一代核能系统包壳结构材料的要求。通过添加氧化物形成元素Ti,Zr等来改善高Cr-ODS钢的性能是一种很重要的技术路线。由于高Cr-ODS钢性能的改善往往依赖于氧化物形成元素的添加对合金微观结构的影响,因此,本课题研究了Ti/Zr和Ti元素添加对高Cr的ODS钢中纳米氧化物的影响。本研究分以下两个部分进行展开:第一部分:利用高分辨技术（HRTEM,high resolution transmission electron microscopy）等先进表征分析手段,以超临...
【文章来源】：重庆大学重庆市 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：89 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
超临界水冷堆系统示意图
种高溶解性的非极性气体，因而，对金属材料有极强的腐蚀性。SCWR 中另一个对材料有重大影响的因素就是辐照。在 SCWR 中堆内材分别面临热中子与快中子的辐照，将承受从 0.21dpa 到 67dpa 左右峰值剂量[5]，这就要求构件材料尤其是包壳材料拥有较高的抗辐照性能，即要求材料的中子吸收截面，较小的辐照肿胀率，以及较小的辐照空穴率等。因为辐照能改变材料本身的微观结构也能改变冷却工质的化学构成，对材料的长时间有巨大的影响。3.2 钠冷快堆六种第四代核能系统概念堆型中有三种是快堆，其中，钠冷快堆是第四代堆中相对发展最成熟、运行经验最丰富的反应堆堆型[6]，也是当今唯一现实料增殖的堆型。钠冷快堆是以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆，其结构如3 所示，其燃料置于不锈钢包壳内，燃料包壳间的空间充满液态钠。采用封料循环方式，能有效地管理锕系元素并转换铀 238，具体如下图 1.2 所示。
也是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型。钠冷快堆是以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆，其结构如图1.3 所示，其燃料置于不锈钢包壳内，燃料包壳间的空间充满液态钠。采用封闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素并转换铀 238，具体如下图 1.2 所示。图 1.2238U—239Pu 转换示意图Figure 1.2238U—239Pu conversion diagram这种燃料循环可实现锕系完全循环利用，可用的堆型有两种[7]：一种为中等功率（150～500 MWe）的钠冷堆，使用铀-钚-少量锕系-锆合金燃料，采用设备上与反应堆集为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环方式；另一种是使用铀、钚混合型 MOX 燃料的中到大等功率（500～1500 MWe）的钠冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先进湿法工艺的燃料循环方式。和轻水堆及压水堆相比，钠冷快堆具有一系列的发展优势：①核燃料封闭无限次循环，对铀的利用率可从压水堆的 1%左右提高到 60%～70%。②快堆可以集中嬗变长寿命锕系核素和长寿命裂变产物，使其变为稳定或短寿命的核素。一座快堆可以烧掉 4-10 座同等功率规模的压水堆产生的锕系核素。③冷却剂液态钠的中子吸收截面小
【参考文献】：
期刊论文
[1]钠冷快堆发展综述[J]. 何佳闰,郭正荣. 东方电气评论. 2013(03)
[2]我国快堆技术发展和核能可持续应用[J]. 徐銤. 现代物理知识. 2011(03)
[3]透射电镜原位拉伸研究金属材料形变机制[J]. 隋曼龄,王艳波,崔静萍,李白清. 电子显微学报. 2010(03)
[4]国际热核实验反应堆（ITER）计划与未来核聚变能源[J]. 潘传红. 物理. 2010(06)
[5]ODS铁素体钢的研究进展[J]. 章林,曲选辉,何新波,段柏华,秦明礼. 材料科学与工程学报. 2009(04)
[6]超临界水冷堆述评[J]. 陆道纲,彭常宏. 原子能科学技术. 2009(08)
[7]国际合力攻关超临界水冷堆技术中材料和传热流动两大难题[J]. 姚焕. 中国核工业. 2007(04)
[8]我国快堆和第4代先进核能系统[J]. 徐銤. 中国原子能科学研究院年报. 2006(00)
本文编号：3265841
【文章来源】：重庆大学重庆市 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：89 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
超临界水冷堆系统示意图
种高溶解性的非极性气体，因而，对金属材料有极强的腐蚀性。SCWR 中另一个对材料有重大影响的因素就是辐照。在 SCWR 中堆内材分别面临热中子与快中子的辐照，将承受从 0.21dpa 到 67dpa 左右峰值剂量[5]，这就要求构件材料尤其是包壳材料拥有较高的抗辐照性能，即要求材料的中子吸收截面，较小的辐照肿胀率，以及较小的辐照空穴率等。因为辐照能改变材料本身的微观结构也能改变冷却工质的化学构成，对材料的长时间有巨大的影响。3.2 钠冷快堆六种第四代核能系统概念堆型中有三种是快堆，其中，钠冷快堆是第四代堆中相对发展最成熟、运行经验最丰富的反应堆堆型[6]，也是当今唯一现实料增殖的堆型。钠冷快堆是以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆，其结构如3 所示，其燃料置于不锈钢包壳内，燃料包壳间的空间充满液态钠。采用封料循环方式，能有效地管理锕系元素并转换铀 238，具体如下图 1.2 所示。
也是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型。钠冷快堆是以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆，其结构如图1.3 所示，其燃料置于不锈钢包壳内，燃料包壳间的空间充满液态钠。采用封闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素并转换铀 238，具体如下图 1.2 所示。图 1.2238U—239Pu 转换示意图Figure 1.2238U—239Pu conversion diagram这种燃料循环可实现锕系完全循环利用，可用的堆型有两种[7]：一种为中等功率（150～500 MWe）的钠冷堆，使用铀-钚-少量锕系-锆合金燃料，采用设备上与反应堆集为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环方式；另一种是使用铀、钚混合型 MOX 燃料的中到大等功率（500～1500 MWe）的钠冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先进湿法工艺的燃料循环方式。和轻水堆及压水堆相比，钠冷快堆具有一系列的发展优势：①核燃料封闭无限次循环，对铀的利用率可从压水堆的 1%左右提高到 60%～70%。②快堆可以集中嬗变长寿命锕系核素和长寿命裂变产物，使其变为稳定或短寿命的核素。一座快堆可以烧掉 4-10 座同等功率规模的压水堆产生的锕系核素。③冷却剂液态钠的中子吸收截面小
【参考文献】：
期刊论文
[1]钠冷快堆发展综述[J]. 何佳闰,郭正荣. 东方电气评论. 2013(03)
[2]我国快堆技术发展和核能可持续应用[J]. 徐銤. 现代物理知识. 2011(03)
[3]透射电镜原位拉伸研究金属材料形变机制[J]. 隋曼龄,王艳波,崔静萍,李白清. 电子显微学报. 2010(03)
[4]国际热核实验反应堆（ITER）计划与未来核聚变能源[J]. 潘传红. 物理. 2010(06)
[5]ODS铁素体钢的研究进展[J]. 章林,曲选辉,何新波,段柏华,秦明礼. 材料科学与工程学报. 2009(04)
[6]超临界水冷堆述评[J]. 陆道纲,彭常宏. 原子能科学技术. 2009(08)
[7]国际合力攻关超临界水冷堆技术中材料和传热流动两大难题[J]. 姚焕. 中国核工业. 2007(04)
[8]我国快堆和第4代先进核能系统[J]. 徐銤. 中国原子能科学研究院年报. 2006(00)
本文编号：3265841
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