容错事故燃料包壳用FeCrAl合金的研究进展EI北大核心CSCD

福岛事故后,人们迫切需要开发相应的燃料包壳材料以忍受严重事故发生时的极端工况,从而提高核电站的事故承受能力。尽管FeCrAl合金的宏观中子吸收截面要远远高于锆合金,但其在严重事故下良好的耐腐蚀性、优越的高温力学性能及抗辐照损伤能力,使其被列为事故容错燃料包壳的候选材料之一。然而,现有FeCrAl合金难以满足核电站用材料的要求,因此需对其进行优化,以获得更佳的性能。本文系统总结了近年来关于优化后FeCrAl合金的腐蚀行为、力学性能、辐照后的微观结构及力学性能变化、焊接性及加工性等方面的研究进展,分析了FeCrAl合金的高温腐蚀机理以及引起FeCrAl合金微观结构及力学性能变化的主要原因,提出了FeCrAl合金在高温腐蚀、焊接性以及加工性等过程中存在的主要问题以及未来的研究方向。     

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiCf/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。     

锆合金涂层包壳专利申请态势全景分析

事故容错燃料(ATF)是日本福岛核事故之后提出的新一代核燃料概念,主要是为了提高反应堆在事故工况下的容错性能,从根本上提高核电厂对严重事故的抵御能力,从而有效地提高核电的安全性和经济性.针对传统核燃料使用的锆合金包壳,通过外表面涂层改性的方法提高其在事故工况下的抗高温氧化性能是事故容错燃料的主要研究方向.为了对锆合金涂...     

轻水反应堆(LWR)用包壳材料研究进展

轻水反应堆(LWR)是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材,开展新合金的研发,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能,是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料,但还需投入大量研究。     

轻水反应堆（LWR）用包壳材料研究进展

轻水反应堆（LWR）是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材,开展新合金的研发,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能,是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料,但还需投入大量研究。     

耐事故燃料包壳用FeCrAl不锈钢的研究进展

3.11日本福岛核事故后,国内外围绕提高核燃料元件的事故包容能力和固有安全性课题开展了大量的耐事故燃料(ATF)的研发工作,其中性能更先进的包壳材料是ATF研究的前沿和难点。Fe Cr Al合金优良的高温性能结合管材制备工艺的技术成熟度和经济性,促使该合金包壳成为近期ATF包壳研发的首选目标。简介了国外在ATF包壳候选材料的筛选和Fe Cr Al不锈钢上的研究进展,综述了ATF包壳用Fe Cr Al不锈钢高温蒸汽氧化性能、力学性能、中子辐照性能和应力腐蚀性能等方面的研究现状,指出了Fe Cr Al包壳研制和工程应用等方面需突破的关键技术和研究方向,其中成分优化控制及制备工艺、中子辐照性能和应力腐蚀性能等工程应用的评价是未来研究的重点和难点。     

事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究进展

UO_2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛"311"核事故的突发揭露了UO_2+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统。对现有核燃料形式进行设计改进,即在UO_2基体中添加一定量高热导第二相,开发热导率增强型UO_2核燃料,此方法对工业体系的改动小,为近期事故容错核燃料的主要研究方向。现阶段,在热导率增强型UO_2核燃料开发历程中,已取得应用性研究进展的候选体系主要为UO_2-SiC、UO_2-BeO、UO_2-金刚石以及UO_2-Mo。其中,在UO_2-SiC和UO_2-金刚石体系中,对SiC以及金刚石与UO_2的界面反应认识还不足,在堆内辐照条件下SiC和金刚石性质的演变对UO_2热物理性能的作用规律尚未明晰。电场辅助快速烧结技术是抑制界面反应、制备UO_2-SiC和UO_2-金刚石的有效途径。在UO_2-BeO体系中,前期大量实验研究和堆内模拟表明BeO与UO_2具有优异的化学相容性以及良好的增强效果,UO_2-BeO被视为具备工业应用前景的燃料体系,然而,铍材料作为战略资源的稀缺性和BeO的剧毒性以及对乏燃料后处理流程的变革是工业化应考量的。在UO_2-Mo体系中,Mo作为金属中最具潜力的添加材料,呈现三维网状分布,展现出优异的热导率增强作用,这种微结构还兼具持留裂变产物的优势;与其他几种添加材料相比,Mo的中子吸收截面较高,添加量应合理调控,相应的基础研究需持续跟进。目前,上述候选燃料体系尚缺乏堆内辐照考核数据。可将高通量制备、机器学习等引入UO_2系核燃料的研制中,以加快热导率增强型UO_2的工业化应用进程。本文归纳了添加第二相的热导率增强型UO_2核燃料的研究进展,分别对制备方法、微观结构、导热性能等进行介绍,分析了热导率增强型UO_2面临的问题并展望了其应用前景,以期为研发轻水堆用事故容错燃料提供参考。     

ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子表征的研究进展

先进裂变反应堆及聚变堆要求材料在高温高压、强中子辐照、长服役周期等苛刻服役环境下具有卓越的结构和性能稳定性。氧化物弥散强化(ODS)钢由于具有优异的耐高温及耐辐照性能成为第四代反应堆包壳及核聚变包层最有希望的候选材料。基于材料的中子辐照损伤特性,主要介绍了ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子的表征方面的研究进展。     

聚变堆结构材料SiC/SiC的研究进展

SiC/SiC复合材料具有优异的高温强度、抗蠕变性能、耐腐蚀和热冲击性能、假塑性断裂行为以及在聚变环境下固有的低诱导放射性和放射余热,被公认为是聚变堆结构的候选材料,在国际上很多反应堆概念设计中颇受瞩目.综述了几十年来世界范围内对聚变堆包层结构应用背景下的SiC纤维、SiC单体、纤维一基体界面以及SiC/SiC复合材料的研究进展,阐述了对该复合材料辐照效应的研究现状,并在此基础之上指出了目前SiC/SiC复合材料应用于聚变堆包层结构材料的限制因素.     

化学法制备ODS钢的新工艺技术

氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)铁素体钢,由于其优异的高温力学性能和良好的抗辐照能力被认为是快堆与超临界水堆燃料包壳管候选材料之一。传统ODS钢的制备方法是采用机械合金化法向铁素体钢中添加高熔点弥散细小的氧化物Y2O3而具有优良的高温强度,但合金的塑性和冲击韧性较差,热加工中存在严重的组织和性能各向异性,给合金制备或薄壁管带来极大的困难。     

Irradiation behaviors of two novel single-phase bcc-structure high-entropy alloys for accident-tolerant fuel cladding

High-entropy alloys(HEAs)are potential alternative materials for accident-tolerant fuel cladding due to their excellent irradiation resistance and high-temperature corrosion resistance.In this work,two novel body-centered cubic(bcc)structured Mo0.5NbTiVCr0.25 and Mo0.5NbTiV0.5Zr0.25 HEAs were fab-ricated.Helium-ion irradiation was performed on the two HEAs to simulate neutron irradiation,and the crystal structure,hardness,and microstructure evolution were investigated.The crystal structure of the Mo0.5NbTiVCr0.25 HEA remained stable at low fluences,while amorphization may occur at high fluences in the two HEAs.The irradiation hardening value of the Mo0.5NbTiVCr0.25 was 0.77 GPa at flu-ences of 1×1017 ions/cm2 and 1.49 GPa at fluences of 5×1017 ions/cm2,while the hardening value of the Mo0.5NbTiV0.5Zr0.25 was 1.36 GPa at ion fluences of 5×1017 ions/cm2.In comparison with most of the conventional alloys,the two HEAs showed slight irradiation hardening.The helium bubbles and dislocation loops with small size were observed in the two HEAs after irradiation.This is the first time to report the formation of a dislocation loop in bcc-structure HEAs after irradiation.However,voids and precipitates were not observed in the two HEAs which could be ascribed to the high lattice distortion and compositional complexity of HEAs.This research revealed that the two HEAs show outstanding irradiation resistance,which may be promising accident-tolerant fuel cladding materials.     

LOCA工况下锆合金包壳的行为概述

LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。     

On the chemical compatibility between Zr-4 substrate and well-bonded Cr2AlC coating

Accident tolerant fuel(ATF) for the light water reactor has gained wide attentions after the Fukushima accident. To enhance the accident-tolerance of the nuclear system, one strategy is to modify the Zr-based alloy cladding surface with advanced ceramic coating. In this work, monolithic and dense Cr_2AlC coating has been synthesized by magnetron sputtering. The as-grown Cr_2AlC coating exhibits good chemical compatibility with Zr-based alloy substrate as well as mechanical integrity under both pull-off and scratch tests. The coating system also presents moderate thermochemical compatibility at 800℃ but degrades above 1000℃ under simulated loss-of-coolant accident(LOCA) conditions.     

铁碳合金表面激光熔覆的研究进展

激光熔覆技术具有加热速度快、熔覆过程中产生的热影响区小、基体表面温度低等优点,因此能够较好地保证零部件的尺寸精度,近年来发展成广泛应用的表面改性技术。激光熔覆技术对涂层粉末以及基材选择要求不高,因此广泛应用于不同种类基体材料的再制造修复。从铁碳合金材料出发,分别对激光熔覆技术在改善铸铁、碳钢及合金钢材料的力学性能、耐磨性、耐蚀性、抗热疲劳性等方面的应用进展和存在的问题及对策进行了分析,阐明了工艺参数、材料成分以及工件的预热或后处理对制备高质量大熔覆层组织和性能的影响规律,最后指出了激光熔覆技术在目前研究中存在的问题并对其未来发展方向进行了展望。     

Fabrication of ultrafine grained FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloys with enhanced mechanical properties by spark plasma sintering

Low mechanical strength, especially at high temperatures, is the key problem that limit the application of FeCrAl alloys as the accident tolerance fuel (ATF) cladding materials. Dispersion strengthening by carbide nanoparticles is an effective way to improve mechanical properties at high temperatures. In this work, an ultrafine grained FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloys with excellent mechanical properties were fabricated successfully by mechanical milling and spark plasma sintering. The effect of milling speed on powder characteristics, microstructure and mechanical properties of FeCrAl alloys were investigated. The particle size of the powders increase significantly after milling at 400 rpm, while it has a lower oxygen content. Increasing the milling speed decreased the resultant grain size and improved relative density. Transmission electron microscope (TEM) demonstrated the nano ZrC particles uniformly distributed in the matrix at higher milling speed, which effectively promotes grain refinement and dispersion strengthening. The results of mechanical properties show that the tensile strength, percentage elongation and hardness of FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloys at room temperature (RT) reached up to 1.05 GPa, 349.86 HV and 12.1%, respectively, after milling at 400 rpm. It is worth noting that the FeCrAl-0.6 wt.% ZrC alloy also exhibited a good high-temperature strength more than 110 MPa at 800 ℃, which is about 55.4% and 24.7% higher than previously reported FeCrAl-0.5 wt.% ZrC and FeCrAl-1.0 wt.% ZrC alloys, but the plasticity is reduced. The results demonstrated that the excellent mechanical properties were not only attributed to the dispersion strengthen by nanosized ZrC, a good interface bonding between Fe matrix and nanosized ZrC, but also the ultra-fine grained structure induced by the milling process.