第IV代核能系统钠冷快堆燃料和结构材料研发体系

第IV代核能系统钠冷快堆燃料和结构材料研发体系ChinaInstituteofAtomicEnergy,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:332CEFR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(allRussiansteels)CEFR堆芯燃料组件及控制棒组件材料5上端塞压紧弹簧上轴向转换区下轴向转换区金属绕丝燃料区下端塞包壳操作头外套管堆芯支撑钠入口燃料组件CEFR中的燃料和结构材料材料温度（oC）中子通量（n/cm2s）包壳外套管燃料组件ЧC-68ЧC-68360-5606.6x1015控制棒组件安全棒ЧC-6808X16H11M3360-550≤3.2x1015调节棒ЧC-6808X16H11M3360-548≤3.2x1015补偿棒ЧC-6808X16H11M3360-554≤3.2x1015中子源组件ЧC-6808X16H11M3360-5303.2x1015不锈钢屏蔽组件316Ti316Ti600（max）3.2x1015硼屏蔽组件316Ti316Ti550(max)3.8x1015CEFR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：14MPaCEFR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,219x10mmTemp.ofNainhot-leg:495oCTemp.ofNaincold-leg:310oC流量:274kg/sCEFR中的燃料和结构材料燃料组件材料的选材包壳材料外套管材料辐照效应辐照肿胀辐照引起的蠕变辐照脆化辐照肿胀辐照引起的蠕变辐照脆化力学性能拉伸强度拉伸塑性蠕变强度蠕变塑性拉伸强度拉伸塑性腐蚀与钠的相容性与燃料的相容性与裂变产物的相容性与钠的相容性其他良好的加工性能国际上较为成熟的使用经验与可供选择的材料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-FMSODS合金HT9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部件材料辐照效应辐照脆化力学性能抗拉强度蠕变-疲劳交互作用蠕变腐蚀与钠的相容性其他设计准则（满足RCC-MR或ASME标准结构的完整性可焊性和良好的加工性能与可供选择的材料以及良好的经济型低周疲劳高周疲劳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，MW600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/kg100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10-8CFR600拟使用的主要材料ASTRID热功率：1500MW，电功率：600MW燃料：MOXASTRID的选材（法国）ASTRIDCoreinlet&Outlet(°C)400-550Power450-600MWeVessel316LNinternalsCladding316Ti/115-15Ti/9Cr1MoSG9Cr1MoIHXSS/9Cr1Mo/Ni-basedASTRIDESFRCoreinlet&Outlet(°C)400-550400-550Power450-600MWe1500MWeVessel316LN316LNinternalsCladding316Ti/115-15Ti/9Cr1Mo9Cr1Mo/HighCrODS,9CrODSSG9Cr1Mo9Cr1MoIHXSS/9Cr1Mo/Ni-basedSS/9Cr1Mo/Ni-basedKarl-FredrikNilsson,IAEAConsultancyMeetingonBenchmarkingofAdvancedMaterialsPre-selectedforInnovativeNuclearReactors,March9-12,2010,ViennaCFR600拟使用的主要材料欧盟快堆ESFR的选材JapanSodium-cooledFastReactor(JSFR)（日本）SecondarypumpSGIntegratedpump-IHXReactorVesselReactorCoreItemsSpecificationsOutput3,570MWt/1,500MWeNumberofloops2Primarysodiumtemperature550/395degreeCSecondarysodiumtemperature520/335degreeCMainsteamtemperatureandpressure497degreeC19.2MPaFeedwatertemperature240degreeCPlantefficiencyApprox.42%FueltypeTRU-MOXBreedingratioBreakeven~1.2Cyclelength26monthsorless,4batchesCFR600拟使用的主要材料ReactorVesselandInternals=316FRIHX=Mod.9Cr-1MoSteamgeneratorsSecondaryPumpMod.9Cr-1MoPrimaryandsecondarypipingsystems=Mod.9Cr-1MoSteamgenerator(SG)Tubesheet=Mod.9Cr-1MoVessel=Mod.9Cr-1MoTube=Mod.9Cr-1MoCSEJ(Bellows)=Mod.9Cr-1MoCoolantSystems=Mod.9Cr-1MoReactorVesselandinternals=316FR•Coolantoutlettemperature=550C•Designlife=60yearsTaiAsayama,IAEAConsultancyMeetingonBenchmarkingofAdvancedMaterialsPre-selectedforInnovativeNuclearReactors,March9-12,2010,ViennaJapanSodium-cooledFastReactor(JSFR)ComponentsPFBRCFBRCORESUBASSEMBLIESCladWrapper20%CWD9,F-MODSF-MsteelHOTPOOLSTRUCTURESInnerVesselControlPlugIHXAbsorberRodDriveMechanisms(ARDM)SS316LNSS316LNCOLDPOOLSTRUCTURESMainVesselGridPlatePrimaryPipeSS316LNSS316LNCoreSupportStructureThermalBaffleCoreCatcherSS316LNSS304LNPrimarySodiumPumpSS304LNSS304LNTOPSHIELDRoofSlabLRP&SRPCSA48P2CSA48P2SAFETYVESSELSS304LNCSPFBR的材料（印度，500eMW）INNERVESSELPRIMAYPIPECOREGRIDPLATEIHXPSPUMPSAFETYVESSELMAINVESSELCONTROLPLUGCORESUPPORTSTRUCTURECORECATCHERTHERMALBAFFLEARDMTOPSHIELDBaldevRaj,IAEAConsultancyMeetingonBenchmarkingofAdvancedMaterialsPre-selectedforInnovativeNuclearReac