《第iv代核能系统钠冷快堆燃料和结构材料研发体系课件》由会员分享，可在线阅读，更多相关《第iv代核能系统钠冷快堆燃料和结构材料研发体系课件（37页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。
1、第IV代核能系统 钠冷快堆燃料和结构材料研发体系,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,龙 斌 教授 国家能源快堆工程技术研发（实验）中心 中国原子能科学研究院,CEFR中的燃料和结构材料 CFR600拟使用的结构材料 1）CFR600设计输入 2）CFR600的选材 SFR材料研发体系 近5年的研发重点 1）基于CEFR开展的研发工作 2）针对CFR600设计和验证开展的工作 3）材料基础研究,目 录,燃料 堆芯组件材料 主要部件结构材料 常规岛及辅助系统结构材料（辅助系统为核2级和3级材料，不论及）,CEFR中的燃
2、料和结构材料,堆芯组件及主要部件材料（包括管道）在内， 不锈钢总重量约625t,控制棒组件 8,不锈钢屏蔽组件: 332,CEFR 堆芯燃料组件及控制棒组件材料,燃料组件,感谢上海第一机床厂提供照片,CEFR 堆芯布置,CEFR中的燃料和结构材料,堆芯组件材料 燃料: - 首炉UO2 - 氧化物燃料 (MOX) 燃料组件 - 包壳: ChS-68 - 外套管: ChS-68 (all Russian steels),CEFR 堆芯燃料组件及 控制棒组件材料,5,燃料组件,CEFR中的燃料和结构材料,CEFR 堆芯燃料组件及控制棒组件材料,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,堆内部
3、件材料大部分采用进口材料（瑞典和俄罗斯产） 部分材料使用国产不锈钢,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,材料：瑞典进口奥氏体钢316SS 功能：堆芯、堆内部件及高温液态钠的容器 尺寸：内径为7960mm，壁厚 50mm/25mm（最大/最小） 重量：105吨 环境：钠温420oC 寿期最大中子注量 1x1018n/cm2,主容器,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,材料：俄罗斯产 08X16H11M3 （相当于316不锈钢） 重量：65吨 环境：钠温400oC 寿期最大中子注量 1x1018n/cm2,堆内支承,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,材料
4、：瑞典产 304SS 功能：堆芯组件的支 承固定装置 重量：约7.4吨 环境：钠温360oC 寿期最大中子注量 4.4x1020n/cm2,栅板联箱,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,材料：俄罗斯产 08X16H11M3 功能：保持堆芯组件 结构完整性 重量：约6吨 环境：钠温360-530oC 寿期最大中子注量 4x1023n/cm2,堆芯围桶,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,材料：国产316SS 功能：将高温液态钠 导入堆芯和中 间热交换器 环境：钠温360oC 寿期最大中子注量 1x1018n/cm2,压力管部件,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内
5、主要部件,材料：俄罗斯产 08X16H11M3 功能：钠泵的支承结构 环境：钠温400oC 寿期最大中子注量 1x1018n/cm2,泵支承,CEFR中的燃料和结构材料,堆容器及堆内主要部件,材料：管材及壳体 俄罗斯产 08X16H11M3 支承：国产304SS 环境：钠温516-310oC 寿期最大中子注量 1x1018n/cm2,中间热交换器,CEFR中的燃料和结构材料,蒸汽发生器,材料：俄罗斯产 10X2M 功能：高温钠 三回路水 水蒸汽 透平机 环境：钠侧495oC 水侧370oC， 压力：14MPa,CEFR中的燃料和结构材料,二回路管道材料,管道材料：304不锈钢 参数 管径: 3
6、25x12mm, 219x10mm Temp. of Na in hot-leg: 495oC Temp. of Na in cold-leg: 310oC 流量: 274 kg/s,CEFR中的燃料和结构材料,燃料组件材料的选材,燃料组件结构材料,钠冷快堆,奥氏体不锈钢 316类不锈钢 改进型15-15Ti,铁素体/马氏体钢 HT9 EM12 DIN1.4914 PNC-FMS,ODS合金,燃料组件结构材料,堆容器及堆内主要部件材料,堆芯围桶,栅板联箱,钠泵,主容器,中间热交换器,低的中子辐照剂量：约1dpa 高温钠： 500oC，高温蠕变 应力作用：由于功率提升、 停堆以及功率瞬态引起的低
7、周 疲劳 蠕变-疲劳 不同温度钠流汇集引起的高 周疲劳,堆内主要部件材料的选材,堆容器及堆内主要部件材料,堆容器及堆内主要部件材料,中间热交换器,钠冷快堆,304SS和316SS,铁素体/马氏体钢 T91,低碳控氮316LN 和304LN,316LN具有更好的高温机械性能：高的屈服强度、抗拉强度以及蠕变强度 更优的抗晶间腐蚀能力 T91低的热膨胀系数,蒸汽发生器材料的选材,通用性能,与钠相关的性能,力学性能,抗拉强度 蠕变强度 低周疲劳和高周疲劳 蠕变-疲劳交互作用 塑性 时效老化,腐 蚀,在高温高压水中的腐蚀 在正常和非正常水化学条件下的腐蚀,其 他,良好的加工性能 与可供选择的材料 良好的
8、经济性,蒸汽发生器材料,抗拉强度 蠕变强度 低周疲劳和高周疲劳 蠕变-疲劳交互作用 塑性,在正常钠化学条件下的腐蚀 在有钠水反应条件下的腐蚀 材料对脱碳的敏感性,蒸汽发生器材料,中间热交换器,钠冷快堆,铁素体钢 2.25Cr1Mo,铁素体/马氏体钢 T91,改进型9Cr1Mo钢与2.25Cr1Mo钢的10万小时蠕变断裂强度,2.25Cr1Mo钢在空气和钠中的持久强度试验,2.25Cr1Mo会由于在钠中的脱碳效应导致强度的下降 改进型9Cr1Mo具有更高抗蠕变断裂强度,CFR600拟使用的主要材料,CFR600的设计输入,参数 数值 热功率，MW 1500 电功率，MW 600 热效率 41%
9、负荷因子 80% 电厂寿期，年 60 燃料类型 MOX （工业钚贫铀） 最大燃耗，MWd/kg 100 增殖比 1.2 一/二回路环路数 2/2 一/二回路每环路主泵数 1/1 每环路中间热交换器数 2 堆芯熔化概率 10-6 大规模放射性释放概率 10-8,CFR600拟使用的主要材料,ASTRID 热功率：1500MW， 电功率：600MW 燃料：MOX,ASTRID 的选材（法国）,Karl-Fredrik Nilsson, IAEA Consultancy Meeting on Benchmarking of Advanced Materials Pre-selected for In
10、novative Nuclear Reactors, March 9-12, 2010, Vienna,CFR600拟使用的主要材料,欧盟快堆ESFR的选材,Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) （日本）,Secondary pump,SG,Integrated pump-IHX,Reactor Vessel,Reactor Core,CFR600拟使用的主要材料,Reactor Vessel and Internals = 316FR,IHX = Mod.9Cr-1Mo,Steam generators,Secondary Pump Mod.9Cr-
11、1Mo,Primary and secondary piping systems = Mod.9Cr-1Mo,Steam generator (SG),Tubesheet = Mod.9Cr-1Mo,Vessel = Mod.9Cr-1Mo,Tube = Mod.9Cr-1Mo,CSEJ (Bellows) = Mod.9Cr-1Mo,Coolant Systems = Mod.9Cr-1Mo,Reactor Vessel and internals = 316FR,Coolant outlet temperature = 550 C Design life = 60 years,Tai As
12、ayama, IAEA Consultancy Meeting on Benchmarking of Advanced Materials Pre-selected for Innovative Nuclear Reactors, March 9-12, 2010, Vienna,Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR),PFBR的材料 （印度， 500 eMW）,Baldev Raj, IAEA Consultancy Meeting on Benchmarking of Advanced Materials Pre-selected for Innov
13、ative Nuclear Reactors, March 9-12, 2010, Vienna,CFR600拟使用的主要材料,BN600的材料（俄罗斯）,L. M. Zabudko, IAEA Consultancy Meeting on Technical Standard on Fuel for LMFBR 18-20 January , 2011 , Vienna,CFR600拟使用的主要材料,CFR600的选材,CEFR材料的延续,包壳及外套管： ChS-68 （国产316Ti cw）,堆内主要构件材料： 316SS （国产316SS） 304SS（国产304SS）,蒸汽发生器材料：
14、 10X2M （国产2.25Cr1Mo）,1）材料的国产化 2）使用性能数据,新材料选择,包壳及外套管： 15Cr-15Ni+Ti CW,堆内主要构件材料： 316LN SS 304LN SS,蒸汽发生器材料： 9Cr1Mo,1）材料的研制和核级化生产 2）基础性能数据（尤其是高温数据 的完善 3）使用性能数据,燃料,MOX燃料 的国产化,金属燃料,基于CEFR开展的研究,CEFR关键部件材料及焊接件的环境失效行为和 寿命评估研究（堆运行及安全） CEFR关键部件及焊接件材料在高温钠中的高温蠕变及持久强度试验研究 CEFR关键部件及焊接件材料在高温环境下的疲劳和热老化行为研究 CEFR现役蒸汽
15、发生器材料10X2M传热管与管板焊接接头在高温高压水中的 应力腐蚀试验研究 CEFR关键部件材料在高温钠中的自焊行为研究,CEFR堆内结构材料的国产化（可替换部件和关键部件） 燃料元件包壳和外套管材料的国产化（已有课题支持） 控制棒材料高丰度10B芯块的国产化 CEFR特殊结构材料（控制棒动导管、主钠泵支撑密封环以及栅板联箱主螺栓材料）的国产,材料辐照考验 国产316Ti包壳材料的辐照考验（已有“核能开发”项目支持） 国产MOX燃料的辐照考验（已有“863”项目支持） 国际辐照考验平台 1）中欧；2）中法；3）中韩； 4）中美,针对CFR600设计和验证开展的研究,燃料组件及控制棒材料 金属燃料制造及性能研究 包壳和外套管材料316Ti的研制及制管工艺研究 包壳和外套管材料15Cr-15Ni+Ti的研制及使用性能研究（采用MOX燃料） 包壳和外套管材料F/M不锈钢的研制及使用性能研究（采用金属燃料）,堆内主要结构材料 低碳控氮不
