难熔金属在反应堆中的应用

一、反应堆对结构材料性能的要求反应堆用的结构材料包括:堆芯结构材料、燃料元件包壳材料、反应堆容器以及热交换器材料等。随着反应堆的发展、堆的运行温度大幅度提高、燃耗进一步加深,材料的强度和抗腐蚀、耐辐照性能显得重要起来。因此,原先用的铝、镁及其合金就不能使用了,像不锈钢、镍基合金及难熔金属等强度高、抗腐蚀和耐辐照性能好的材料,尽管其中子俘获截面较大,但得到了应用。1、热堆对结构材料的要求:(1)良好的核性能,热中子吸收截面小,吸收中子后的感生放射性弱—没有 r 放     

Mo-Re合金研究进展

“Re效应”使得Mo的理化、热电、力学、加工焊接性能得到全面改善。Mo-Re合金由于具有良好的综合性能，被广泛应用于先进核能、航空航天、电子工业、生物医用等领域。尤其是优异的抗辐照性能、与核燃料及碱金属冷却剂的相容性、中子特性等核物理性能，使其成为核反应堆堆芯结构材料的首选。本文从晶体结构、组织性能、制备加工及应用4个方面系统综述了Mo-Re合金的研究现状，并对其发展前景进行了展望。     

锆合金管材中氢化物研究进展

锆合金具有热中子吸收截面率小,在高温高压的条件下具有良好的抗腐蚀性能和高温力学性能的特点,广泛应用于核反应中堆芯材料中的管、棒、板等结构材料。然而在反应堆高温高压的恶劣环境中,锆合金管材会生成氢化物,该物质会对核反应堆的质量和安全产生严重影响。文章从锆合金的氢化物破坏形式、氢化物产生形貌的理论进行综述和探讨,并从锆合金化学成分、锆合金管材设计及生产工艺提出现有锆合金控制措施,提出新一轮核电建设大潮中新型锆合金发展方向。     

新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金的研究进展

FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典型的UO2燃料的兼容性以及不会严重影响整个核反应堆运作的最优的中子行为(包括次要合金添加剂)。综述了新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金材料的特性、应用、性能影响因素以及优化处理的方法。最后,指出了FeCrAl合金在轻水反应堆包壳材料方面的发展方向。     

难熔高熵合金在反应堆结构材料领域的机遇与挑战

传统反应堆结构材料性能已趋于极限,亟需开发新型材料。难熔高熵合金是以多种难熔元素作为主元的新型金属材料,具有独特的力学、物理和化学性质,尤其在高温力学、抗辐照等方面表现出优异的性能。难熔高熵合金在第4代核裂变反应堆包壳材料、核聚变堆面向第一壁材料等关键领域具有广阔的应用前景。本文结合具有代表性的文献,围绕难熔高熵合金的力学性能、抗辐照性能、抗氧化性能阐述了其强化机制与抗辐照机理,梳理了难熔高熵合金的发展脉络,在此基础上展望了难熔高熵合金在反应堆结构材料领域的应用前景。     

钨铼合金制备工艺及其热负载行为的研究现状

钨凭借其优异的性能,已成为核聚变堆面向等离子体材料的候选材料之一。在核聚变堆运行过程中,钨将面临高热负载辐照、高氢/氦等离子体辐照和高能中子辐照。其中,钨经中子辐照后会产生嬗变元素铼,随着核聚变反应的进行,这些元素将在钨中持续产生和积累,形成嬗变产物钨铼合金。因此,钨面向等离子体材料的热力学参数和耐热负载性能会发生变化,这将关系到钨面向等离子体材料的服役性能,甚至关系到反应堆的稳定运行问题。目前,由于在实验室条件下核聚变高能中子的产生受限,故而对嬗变产物钨铼合金的研究主要基于实验室制备的钨铼合金。本文综述了现阶段钨铼合金的主要制备工艺及其热负载行为,分析了钨铼合金热辐照行为中存在的问题,希望能为未来核聚变堆中钨面向等离子体材料的早日应用提供参考。     

核级Ag-In-Cd合金棒材料研究进展

核反应堆用控制棒材料是核电站堆芯部件控制组件的关键功能性材料,具有吸收中子截面积大的特点。控制棒材料通过吸收热中子,改变堆芯中子数量来实现对核裂变链式反应的控制。铪、银、镉及硼元素由于具有优良的中子吸收截面积均用来制备控制棒材料,成品有铪棒、银铟镉控制棒及BN棒等。核级Ag-In-Cd控制棒由于价格低廉、易于加工等特点被广泛应用于压水堆作中子吸收体材料。综述了核级银铟镉控制棒的物理化学性能、机械性能、蠕变性能及在核反应堆中的反应机理、失效机理。     

事故容错燃料包壳Fe-Cr-Al合金α-α相分离的研究进展

2011年日本福岛核事故后,国内外研究者迫切希望开发出能够代替传统Zr合金的包壳材料,以提升核反应堆的事故容错能力.Fe-Cr-Al合金因具有良好的加工性能、较好的抗辐照性能、优良的抗高温氧化性能和耐常规腐蚀性能等优点,成为事故容错燃料(ATF)包壳的候选材料之一.然而,现有的Fe-Cr-Al合金仍难以满足核反应堆包壳材料的性能要求,其中Fe-Cr-Al合金的α-α'相分离始终是制约其发展的关键因素.本文综述了近年来国内外有关Fe-Cr-Al合金在热时效或辐照条件下发生α-α'相分离的研究现状,分析了引起α-α'相分离的主要原因,提出了目前α-α'相分离研究存在的问题以及未来主要的研究方向.     

铅铋堆用T91钢耐腐蚀性能及脆化现象研究进展

铅基反应堆结构的完整性和可靠性是反应堆服役期间安全运行的基础.结构材料的服役环境非常苟刻,会受到快中子辐照、高温液态金属的腐烛与冲刷及应力等的综合作用,因此对材料的性能要求非常高.T91钢具有良好的导热性能、低的膨胀系数和良好的抗辐照性能,一直被认为是发展核电技术的首选结构材料.综合叙述了T91钢在铅铋合金液相容性研究现状,总结了耐腐蚀性能和腐蚀后脆化性能的研究进展,给出未来堆用T91钢的发展趋势.     

国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究

对广泛用于压水堆核电厂压力容器材料的国产508－3低合金钢进行了模拟压水堆一回路介质条件下的腐蚀疲劳试验及辐照条件下材料及其焊接接头的冲击性能试验,研究了高温高压水和辐照的反应堆环境对材料特殊力学性能的影响,试验结果表明,高温水环境对国产508－3钢的低周疲劳性能有影响,但不明显,中子辐照引起508－3钢脆性加剧,但分析表明,材料的调整转变温度未超过设计规定的要求。     

Positron Annihilation Investigation of Embrittlement Behavior in Chinese RPV Steels after Fe-Ion IrradiationEI北大核心CSCD

The reactor pressure vessel (RPV) is the key component in the nuclear power plant, which is considered irreplaceable and can be the life-limiting feature of the operation of nuclear power plant if its mechanical properties degrade sufficiently. High temperature gas-cooled reactor (HTGR) has perfect inherent safety, which is intended to be one of the fourth generation advanced nuclear reactors. However, HTGR has different service temperature with pressurized water reactor (PWR), that the service temperature of HTGR is 250 degrees C and that of PWR is 290 degrees C. So the irradiation behaviour of RPV in HTGR is expected to be investigated. In this wok, 3 MeV Fe-ion irradiation was performed on Chinese A508-3 reactor pressure vessel steel which is employed by high-temperature gas-cooled reactors and pure Fe under room temperature (about 25 degrees C) and high temperature (250 degrees C). The ion doses were 0.1, 0.5 and 1.0 dpa for both room temperature irradiation and high temperature irradiation. SRIM modeling was performed before irradiation experiments to guide the experimental details. Positron annihilation Doppler broadening (PADB) spectroscopy experiments and nano-indentation tests (to study embrittlement behavior) were conducted for characterization. It is found that after both room temperature irradiation and high temperature irradiation, the densities of defects in the reactor pressure vessel steel and pure Fe increase, and the type of defects could be vacancy-type and solute cluster type from PADB results. The vacancy-type defect density under high temperature irradiation is lower than that under room temperature irradiation. That is because high temperature can recover the defects formed during irradiation. The hardness test results show that for both the reactor pressure vessel steel and pure Fe, the irradiation hardening increases with increasing dose. Compared to room temperature irradiation, high temperature irradiation can produce more solute clusters and fewer vacancy-type defects in the reactor pressure vessel steel. So the irradiation hardening of the reactor pressure vessel steel might be caused mainly by the formation of solute clusters.     

基于弥散强化钨基面向等离子体材料研究进展

重点综述了国内外关于氧化物或碳化物作为强化相的钨基面向等离子体材料的力学性能、氢滞留特性以及辐照损伤,发现制备工艺和强化相含量是影响钨基面向等离子体材料力学性能的主要方面,而均匀分散的强化相颗粒所致使的组织致密化程度更高是钨基材料力学性能提高的主要因素。其次,阐述了晶界和晶内的强化相颗粒分散不均表现出的位移损伤、气泡、绒毛、微裂纹等缺陷都将增加材料对氢同位素的捕获几率,以及等离子体辐照造成的脆化硬化将降低材料的抗热冲击性能。最后分析了近些年弥散强化钨基面向等离子体材料存在的关键基础问题,展望了未来弥散强化钨基材料的主要发展趋势,期望为开发优异的抗高热负荷和辐照损伤的钨基材料方面提供重要参考。     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平（约3×10 19 n/cm 2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

核聚变装置中钨材料损伤行为的研究进展

轻核聚变反应产生的核能是解决能源问题的有效途径。但核聚变堆中材料的工作环境苛刻,钨凭借其优异性能成为今后核聚变装置中最有前途的备选材料,然而纯钨用于聚变堆时,存在韧脆转变温度较高、再结晶温度低、辐照硬化和脆化以及难加工等问题。因此,引入钨基材料以达到解决上述问题的目的。在此基础上,介绍了钨和钨基材料在等离子体辐照、高热负荷以及高能中子辐照作用下的损伤行为,讨论了损伤机理,并指出了尚需研究的若干关键问题。     

Precipitation-Hardening Austenitic Steel for Fast Neutron Reactors

The properties of conventional stainless reactor steels of the Kh16N15M3 type transformed into precipitation-hardening steels with the help of optimum alloying are studied after irradiation by a flux of fast neutrons. The pore characteristics and the total irradiation-induced swelling are determined. The aging steel Kh16N15MT1 is suggested as a radiation-resistant material for fast neutron reactors.     

离子辐照对钼金属损伤行为研究进展

钼作为一种难熔金属,因其良好的高温强度、抗蠕变性能、导热性能、耐蚀性能和低溅射率等特性,是满足新一代核能技术发展的重要候选材料。离子辐照会改变钼金属的微观结构,使其产生位错环、空洞、气泡等多种缺陷,导致钼的性质发生改变,服役性能大大降低,最终使得钼金属不能长期有效应用于核反应堆中。本文综述了近年来国内外学者基于辐照对钼损伤行为方面的研究,分析了不同离子辐照下钼的微观结构、表面形貌、力学性能及光学特性等方面的影响,并在现有研究基础上对未来离子辐照对钼金属的损伤行为的研究方向进行了展望,以期望对钼金属的研发和核反应堆方面的应用提供参考。     

Heavy Liquid Metal Corrosion of Structural Materials in Advanced Nuclear Systems

Interest in advanced nuclear concepts using liquid metal coolant has increased in the past few years. Liquid metal coolants have been proposed for the next generation of small-sized nuclear reactors, which offer exceptional safety and reliability, sustainability, nonproliferation, and economic competitiveness. Heavy liquid metal coolants are investigated for advanced fast reactors that operate at high temperatures, reaching high efficiencies. Lead and lead-bismuth eutectic (LBE) coolants are also proposed as coolants and targets of accelerator driven systems. High temperature, corrosive environment, high fast neutron flux, high fluence, and radiation damage, among other physical phenomena, challenge the integrity of materials in these advanced systems. Excellent compatibility with the liquid coolant is recognized as a key factor in the selection of structural materials for advanced concepts. In this article, we review materials requirements for heavy metal cooled systems with emphasis on lead and LBE materials corrosion properties. We describe experimental corrosion tests currently ongoing at the Los Alamos National Laboratory (LANL) Development of Lead Alloy Technical Applications (DELTA) loop. DELTA is a facility designed to study the long-term corrosive effects of LBE on structural materials under relevant conditions of chemistry, flow, and temperature. The research studies will provide data of corrosion rates and corrosion mechanisms in selected steel exposed to high velocity (above 2 m/s) in flowing LBE at 500°C. Fundamental research studies will help support conceptual design efforts and further the development of heavy liquid metals technology.     

轻水堆包壳锆材服役环境下延寿策略及研究进展

综述了核反应堆用锆合金的涂层研究现状。主要论述了非金属类涂层、金属类涂层以及MAX相涂层。其中MAX相既具有金属的性质,又具有陶瓷的性质。分析了包壳材料服役环境下的腐蚀行为,包括正常工况下的过热水氧化腐蚀和含锂离子的水溶液腐蚀行为,同时也关注了离子辐照行为以及事故工况下的高温蒸汽腐蚀行为。现有涂层材料普遍具有局限性,研究多侧重于高温蒸汽腐蚀。出现了一些新材料,比如可形成致密氧化膜的MAX相、硅涂层等,但是其正常工况下的应用前景不明。相比而言,金属类涂层在抗腐蚀方面更具优势,然而其抗辐照行为和中子经济性尚待研究。目前单一涂层技术在满足抗辐照和中子经济性的基础上尚不足以同时满足正常工况和高温蒸汽下的抗腐蚀性和高稳定性。组合涂层或者多层膜技术逐步受到重视。多元涂层氧化过程中的元素迁移动力学行为以及涂层基体界面的微合金化对结合力的影响具有深远意义,目前该方面的研究有待突破。