第IV代核能系统钠冷快堆燃料和结构材料研发体系ppt课件.pptx

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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中的燃料和结构材料,堆芯组

2、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,堆内部件材料大部分采用进口材料（瑞典和俄罗斯产）部分材料使

3、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：瑞典产 304SS功能：堆芯组件的支 承固定装置重量：约7.4吨环

4、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,堆容器及堆内主要部件,材料：俄罗斯产 08X16H11M3功能：钠泵的支承结构环境：钠温400o

5、C 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:325x12mm,219x10mmTemp.of Na in hot-leg:495oCTemp.of

6、 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HT9EM12DIN1.4914PNC-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,

7、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

8、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%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

9、 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 Innovative 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-co

10、oled Fast Reactor(JSFR)（日本）,Secondary pump,SG,Integratedpump-IHX,Reactor Vessel,Reactor Core,CFR600拟使用的主要材料,Reactor Vesseland Internals=316FR,IHX=Mod.9Cr-1Mo,Steam generators,Secondary PumpMod.9Cr-1Mo,Primary and secondary piping systems=Mod.9Cr-1Mo,Steam generator(SG),Tubesheet=Mod.9Cr-1Mo,Vessel=M

11、od.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 CDesign life=60 years,Tai Asayama,IAEA Consultancy Meeting on Benchmarking of Advanced Materials Pre-selected for Innovative Nuclear Reactors,March 9-12

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 Innovative 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 Standar

13、d 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：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 SS304LN 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

14、,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

15、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锈钢316LN的国产化研制低碳控氮不锈钢304LN的国产化研制焊接材料的国产化研究管道直缝焊接技术研究及使用

16、性能评定,蒸汽发生器材料 2.25Cr1Mo钢使用性能研究 改进型9Cr1Mo钢的国产化研制及使用性能研究,CFR设备材料验证试验,CFR600设备材料验证试验,重大材料基础性能研究,辐照机理研究燃料组件材料316Ti和15Cr-15Ni+Ti的辐照机理研究燃料包壳材料ODS钢的辐照机理研究铁素体/马氏体（F/M）钢的辐照机理研究,目标：揭示不同材料的辐照损伤机理，给出中子辐照剂量、温 度以及时间对材料辐照损伤影响的关系曲线,材料老化及失效研究主容器用结构材料的热疲劳老化规律和失效机理研究；一回路主泵的蠕变损伤机理研究；控制棒驱动机构结构材料的蠕变-疲劳失效机理研究；栅板联箱及堆芯围桶结构材料的辐照损伤机理研究；堆内屏蔽组件的高周疲劳研究；一回路和二回路主管道焊缝的疲劳损伤研究；燃料包壳焊接件的失效机理研究,目标：研究SFR关键部件材料在其服役工况下的老化规律及失效机 理，为安全评估提供基础数据，同时尽可能提出减少设备 及材料寿命损伤的措施，把老化控制在可接受的程度,China Institute of Atomic Energy,102413,Beijing,China,谢谢各位专家和领导！,