钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼(Mo)中加入铼(Re)可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1 550 K以下温度,Mo-Re合金与UO_2的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1 800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

钼铼合金对掉落临界安全的影响

发射阶段的掉落临界安全是空间快堆设计中的重点和难点。目前空间快堆保证掉落临界安全的常用手段之一是采用谱移材料兼作结构材料。钼铼（Mo-Re）合金因其优异的谱移性能和高温性能常用作空间快堆的谱移材料和结构材料。本文以美国Prometheus基本型堆芯方案为研究对象，采用MCNP程序计算并分析了不同Re含量的Mo-Re合金对掉落临界安全的影响及其机理。计算结果及分析表明：Re含量不同，反应堆掉落工况对临界安全影响也不同；能谱软化和Re含量增加引起的Re共振吸收增强是最严重掉落工况转变的主要因素。     

空间核反应堆电源用核燃料研制进展

核燃料是空间核反应堆电源的主要材料之一,由于空间核反应堆电源的运行条件明显有别于地面反应堆,空间核反应堆电源用核燃料的类型和技术要求也明显不同于地面反应堆。国际上空间核反应堆电源用核燃料研制取得了长足的进展,多种核燃料材料在工程应用中得到了检验,并在持续开发新型核燃料。我国在亚化学计量二氧化铀芯块、铀钼合金、铀氢锆合金、碳化铀芯块、氮化铀芯块等多种具备在空间堆中应用的燃料材料上开展了一定的研究,并掌握了部分材料性能数据。本文就上述内容展开论述,同时针对与国际相应领域明显落后的实际情况,提出了我国后续核燃料研究的初步设想。     

Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti不锈钢的相容性研究

用粉末冶金法制备了Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti不锈钢反应堆扩散偶。采用电子显微镜（SEM）、能谱分析仪（EDS）、X射线衍射仪（XRD）D究了扩散偶在560℃和650℃时的相容性及扩散层形成机理。结果表明,扩散温度对两种材料之间的相容性有显著影响;650℃时,Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti之间通过浸润和扩散反应形成了比较明显的扩散层。XRD谱也表明,扩散层中存在Fe2Al5化合物;560℃时Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti之间仅发生固相反应,形成的扩散层很薄,二者相容性较好。     

锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响

锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性。本文以美国新墨西哥大学HP-STMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb-1Zr,PWC-11,Mo-14Re,W-4Re,T-111以及ASTAR-811C几种候选锂热管结构材料的中子经济性与掉落临界安全特性进行分析研究。结果表明,上述几种候选结构材料的中子经济性依次为:PWC-11≈Nb-1Zr Mo-14Re W-4Re ASTAR-811C T-111;其中使用PWC-11、Nb-1Zr、Mo-14Re以及W-4Re结构材料时其管壁厚度变化对反应堆的有效增殖因子无显著影响;发生掉落事故情况下,临界安全分析结果表明结构材料的谱移吸收价值为:T-111ASTAR-811CW-4ReMo-14RePWC-11Nb-1Zr。综合考虑锂热管反应堆的中子经济性与安全性,推荐使用Mo-14Re合金作为热管结构材料。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

俄开展锆合金包壳替代材料研究

正【本刊2018年2月综合报道】俄罗斯国家核能研究大学(MEPh I)研究人员正在进行钼同位素离心分离研究,其最终目的是能够使用同位素改性钼替代锆合金作为核燃料包壳材料,以提高反应堆的安全性。相关研究成果已在科技期刊《化学工程研究与设计》上发表。锆在水中具有良好的耐腐蚀性,中子俘获截面很小,是优质的燃料包壳材料,目前在商业反应堆中得到广泛应用。但是,锆有一个致命缺点,即在极端事故工况下,锆会与水蒸气发生反应,在加速燃料包壳性能恶化的同时产生极有可能发生爆炸的氢气。在2011年福岛核事故中,多台机组发生了这种氢气爆炸。     

Re-MDP(HEDP)中铼的氧化态测定

用电位滴定法和萃取法研究了Re-MDP，Re-HEDP中铼的氧化态。实验结果表明：Re-MDP反应体系中pH值越低，中心离子铼的平均氧化数越小；在pH值为2.0时用I3^-滴定，低价的Re(Ⅲ，Ⅳ）-MDP被氧化为Re(Ⅴ）-MDP；在pH值为2.5时，Re-HEDP中铼的氧化态主要为 4价，在pH值为2.0时I3^-滴定，Re(Ⅳ)-HEDP被氧化为Re(Ⅴ)-HEDP；在Vc Sn^2 的体系中，ReO4^-仅被Sn^2 还原，用I3^-滴定，Vc先于Sn^2 被氧化。     

反应堆压力容器钢中溶质元素空位型扩散机理研究

辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢中几种主要合金/杂质元素(Cu、Ni、Mn、P)的空位型扩散机理。研究了空位与合金/杂质元素的结合性能;基于多频模型计算了合金/杂质元素的空位风参数和扩散系数。通过计算发现,Cu、P与第1近邻、第2近邻空位均具有较大的结合能,Ni与第2近邻空位具有较大的结合能;溶质元素的空位风均随着温度的升高而增大,表明在高温下合金/杂质元素均倾向通过与空位互换位置而扩散。     

Microstructural development and radiation hardening of neutron irradiated Mo-Re alloys

Stress-relieved specimens and recrystallized specimens of pure Mo and Mo-Re alloys with Re contents of 2, 4, 5, 10, 13 and 41 wt% were neutron irradiated up to 20 dpa at temperatures from 681 to 1072 K. On microstructural observation, sigma phase and chi phase precipitates were found in all irradiated Mo-Re alloys. Voids were observed in all irradiated specimens, and dislocation loops and dislocations were observed in the specimens that were irradiated at lower temperatures. On Vickers hardness testing, all of the irradiated specimens showed hardening. Especially Mo-41Re were drastically embrittled after irradiation at 874 K or below. From these results, the authors discuss about the relation between microstructure development and radiation hardening and embrittlement, and propose the optimum Re content and thermal treatment for Mo-Re alloys to be used under irradiation conditions.     

Radiation-damage in molybdenum-rhenium alloys for space reactor applications

Various Mo-Re alloys are attractive candidates for use as fuel cladding and core structural materials in spacecraft reactor applications. Molybdenum alloys with rhenium contents of 41-47.5% (wt%), in particular, have good creep resistance and ductility in both base metal and weldments. However, irradiation-induced changes such as transmutation and radiation-induced segregation could lead to precipitation and, ultimately, radiation-induced embrittlement. The objective of this work is to evaluate the performance of Mo-41Re and Mo-47.5Re after irradiation at space reactor relevant temperatures. Tensile specimens of Mo-41Re and Mo-47.5Re alloys were irradiated to ∼0.7 displacements per atom (dpa) at 1073, 1223, and 1373 K and ∼1.4 dpa at 1073 K in the High Flux Isotope Reactor at Oak Ridge National Laboratory. Following irradiation, the specimens were strained to failure at a rate of 1 × 10⁻³ s⁻¹ in vacuum at the irradiation temperature. In addition, unirradiated specimens and specimens aged for 1100 h at each irradiation temperature were also tested. Fracture mode of the tensile specimens was determined. The tensile tests and fractography showed severe embrittlement and IG failure with increasing temperatures above 1100 K, even at the lowest fluence. This high temperature embrittlement is likely the result of irradiation-induced changes such as transmutation and radiation-induced segregation. These factors could lead to precipitation and, ultimately, radiation-induced embrittlement. The objective of this work is to examine the irradiation-induced degradation for these Mo-Re alloys under neutron irradiation.     

TOPAZ-2型空间核反应堆电源转换器除气研究

结合热离子发电元件工作环境,分析了TOPAZ-2型空间核反应堆电源热离子发电元件除气的必要性。根据电源结构特点,确定氦气腔体、热离子发电元件发射极和接收极、铯集气腔体和冷却剂内套管为主要除气部件。利用CFD程序和专用程序分别计算得到堆芯容器和热离子发电元件额定工况下的工作温度,结合部件除气要求最终确定了各部件除气工况。编制了用于热离子发电元件发射极和接收极除气计算的二维传热程序,通过对比程序计算结果与单根热离子发电元件除气试验结果验证了程序编制的正确性。利用该程序计算得到热离子发电元件发射极和接收极的除气功率。综合电源除气部件除气工况、除气环境要求和除气计算结果,确定了转换器除气方案。     

A review of refractory metal alloys and mechanically alloyed-oxide dispersion strengthened steels for space nuclear power systems

Mechanical and thermo-physical properties of refractory metal alloys and mechanically alloyed (MA)-oxide dispersion strengthened (ODS) steels are reviewed and their potential for use in space nuclear reactors is examined. Preferable refractory alloys for use in liquid metal and gas-cooled space reactors include Nb-1%Zr, PWC-11, Mo-TZM, Mo-xRe where x varies from 7% to 44.5%, T-111 and ASTAR-811C. These alloys are heavy, difficult to fabricate, and are not readily available. The advantages of the MA-ODS alloys are: (a) their strength at high temperatures (>1000 K), which decreases slower with temperature than those of niobium and molybdenum alloys; (b) relatively lightweight and less expensive; (c) low swelling and no embrittlement with exposure to high-energy neutrons (>0.1 MeV) up to 10²⁷ n/m²; and (d) high resistance to oxidation and nitration. The few data available on compatibility of MA-ODS alloys with alkali liquid metals up to 1100 K are encouraging, however, additional tests at typical temperatures (1000-1400 K) in space nuclear reactors are needed. The anisotropy of MA-ODS alloys when cold worked, and particularly rolled into tubes, should not hinder their use in space nuclear power systems, in which operation pressure is either near atmospheric or as high as 2 MPa, but joints weldability is an issue.     

小型化气冷球床堆方案设计与应用研究

商用核电站的大规模建造和并网,缓解了我国电力供应和环境污染等问题,但很难满足孤立岛屿、小型基地、航天推进等潜在的应用环境。因此,须发展不同功率范围的小型化、可移动式核反应堆系统,以适应未来电力市场和动力装置对核能的需求。考虑到球床堆具有出口温度高、安全性好等特点,设计了一个基于闭式布雷顿循环、热功率为5 MW的核反应堆系统,给出了总体设计参数和反应堆部分的物理、热工特性。结果表明,该系统的能量转换效率约为35.2%,可达到6.14kg/kWe的比重量。反应堆寿期初和寿期末的剩余反应性分别为4.88$和2.28$,满足10a设计寿命的燃耗要求。反应堆进、出口温度分别为868.7K和1 295.8K,额定功率下燃料最高温度为1 576K,低于设计温度限值1 600K。     

Gallium-cooled liquid metallic-fueled fast reactor

We have examined the effects on core characteristics of using two different types of Pu-based metallic alloy fuels in the gallium-cooled fast reactor core. In the proposed concept, the liquid metal fast nuclear reactor uses metallic fuel in the liquid phase and gallium coolant at high temperature (inlet 1700K, outlet 1900K). The liquid fuel is continuously supplied to the reactor during operation at full reactor power. The reactor power is controlled by rotational control drums with absorber material. The aim was to evaluate reactor core neutronics and safety characteristics demonstrating a feasibility of the reactor system. Although gallium has large absorption cross section in the high neutron energy region, we can design the core with rather good neutronics performances. The large negative reactivity feedback induced by the thermal expansion of liquid metallic fuel ensures the core's inherent safety against the unprotected loss-of-flow transient.     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。