铅铋冷快堆燃料与结构材料的选择及主要问题(2019)

龙斌秦博阮章顺张金权付晓刚任丽霞杨文中国原子能科学研究院反应堆设计研究部反应堆材料中心ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China铅铋冷快堆燃料与结构材料的选择及主要问题第二届核材料技术创新学术会议2019年9月上海大会邀请报告ADS系统原理和构成强流质子加速器提供高能质子束，轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子驱动次临界反应堆芯运行，将长寿命（万年以上）高放核废料嬗变成短寿命（百年级）核废料，达到焚烧核废料中长寿命核素的目的铅铋冷快堆的应用背景-ADS系统铅铋合金（LBE）铅铋合金冷却剂创新型核能系统-GIV第四代反应堆钠冷快中子反应堆(SFR)铅冷快中子反应堆(LFR)气冷快中子反应堆(GFR)超临界水堆(SCWR)超高温堆(VHTR)熔盐金属反应堆(MSR)铅铋冷快堆的应用背景-LFR铅铋冷快堆的应用背景-小型化LFR上天下海致谢：杨宏义教授提供资料致谢：喻宏教授提供资料空间电站深海电站小型车载式移动电源铅铋快堆的优点感谢喻宏教授提供素材铅铋快堆具有高安全、小型化、长寿命、高功率密度等特点。长寿命小型化多功能机动性堆芯寿命5~10满功率年反应堆寿期15~30年……系统简化易实现池式一体化布置无中间回路系统屏蔽设计可以简化无复杂专设安全系统核热供应模块一体化设计热电转换模块储电、供热等能源供给模块海水淡化模块可实现少人或无人控制巡航速度高提速快自然循环可大幅降低噪声源高安全运行在低压状态和相对稳定的化学特性，使其具备固有的非能动安全特性可实现完全自然循环铅铋沸点高，不会发生传热恶化铅铋冷快堆堆芯的完全融化的可能性非常小非能动放射性包容冷却剂：铅铋合金，leadbismutheutectic(LBE)LBE的相图（Pb-55.5Bi）什么是铅铋合金？Pb:44.5wt.%Bi:55.5wt.%好的中子学性能，能够发生散裂反应，在相同的质子束功率下，可获得比固态钨靶更高中子通量密度高的传热能力；高沸点(1725℃)、低熔点(125.5℃)：-系统可以在低温、低压条件下运行，降低了系统实现的难度和高温高压下运行所带来的安全风险；-在堆运行温度下，LBE的饱和蒸汽压低，可缩减因铅铋蒸发与沉积所引起的系统控制和维修等问题的数量；-可排除严重事故、超设计基准事故情况下堆芯过热引起主回路增压、沸腾和热爆炸的可能性-由于排除了冷却剂气化，有可能防止失去冷却剂事故铅铋合金的优点水（0.62）氦气（0.144）钠（130）LBE（12.6）低的热中子吸收截面化学活性小：-消除了万一冷却剂泄漏到反应堆房间或因SG传热管断裂，液态金属-水相互反应，发生火灾和爆炸的可能性。-反应堆采用整体设计，允许非能动排除余热。即使失去其它所有的热排出系统，仍然可用环绕容器的空气或水自然循环冷却反应堆容器，避免堆芯极度过热使堆芯损坏。更好地屏蔽射线LBE固化时较少的体积变化：-可进行多次的“凝固－熔化”操作，反应堆设备和部件也不会受到变形和损伤铅在溶解时体积增大3.6%，而铋在溶解时体积却减少-3.3%，LBE溶解时几乎没有变化：0.3%钠一般为2.65%铅铋合金的优点高密度(不锈钢部件和燃料组件浮起来）不透明（燃料组件操作时不可视）LBE与结构材料的相容性较差，尤其需要考虑燃料元件包壳材料在液态LBE中的腐蚀容易产生氧化物（如PbO）从而阻塞流道Bi活化会产生放射性同位素210Po液态铅铋合金铅铋合金的缺点最早的铅铋合金冷却快堆Pb-BiExpfacility(1951)首艘铅铋核潜艇（NS-645）73MWth(1963)NS-705铅铋核潜艇155MWth(1971)NS-705系列铅铋核潜艇（7艘）155MWth(1976-1996)SVBR-100陆上堆（2017）NS-645核潜艇巡航出现事故LBE氧浓度没有进行控制而导致氧化物集聚引起了管道的堵塞、材料腐蚀问题的出现俄罗斯具有铅铋堆核动力水下运行经验GIF下设的铅冷快堆临时系统指导委员会（PSSC）给出的三种铅冷快堆参考堆型正在设计研发的铅铋冷快堆三种核能系统采用的系统方法与解决方案，从设计与施工方面来看，都具有许多共同点。流体套管欧洲ELFR铅冷快堆•功率：1500/600MW•燃料：MOX•冷却剂温度：400/480oC•包壳温度：max540oC俄国BREST300铅冷快堆•功率：700/300MW•燃料：氮化铀+氮化钚•冷却剂温度：420/540oC•包壳温度：max650oC美国SSTAR反应堆•功率：45/20MW•燃料：氮化物•冷却剂温度：420/560oC•包壳温度：max650oC原子能院紧紧抓住国家军民两用战略需求，聚焦固定和移动两个型号系列，以示范项目为牵引，围绕型号初步设计，开展相关关键技术研究正在设计研发的铅铋冷快堆固定式C1型铅铋快堆•功率：15/3MW•燃料：UO2或MOX•冷却剂温度：340/485oC•包壳温度：max540oC铅及铅铋冷快堆技术面临的挑战铅及铅铋冷快堆的发展离不开燃料技术、材料性能、腐蚀控制等领域的进步。未来几年（5年）中，在材料科学、系统设计、运行参数等方面有望取得进步。在此时间框架内，一些重要的试验活动和示范性工作正在计划和进行中。燃料的选择Top-capUpperreflector-insulatorOD=5.40ID=1.506006060580202014006.55Bottom-capLowerreflector-insulatorOD=5.40ID=1.50FuelpelletOD=5.40ID=1.60Gasplenum60SpringCladdingOD=6.55ID=5.60SupportSpringchamberTop-capUpperreflector-insulatorOD=5.40ID=1.506006060580202014006.55Bottom-capLowerreflector-insulatorOD=5.40ID=1.50FuelpelletOD=5.40ID=1.60Gasplenum60SpringCladdingOD=6.55ID=5.60SupportSpringchamberØ5.40Ø5.40dincladdgapdcladMYRRHA的燃料元件设计，采用MOX燃料CurtsytoDr.StevenVandyckofSCKCEN燃料的选型欧洲ELFR铅冷快堆MOX燃料俄国BREST300铅冷快堆UN+PuC燃料美国SSTAR反应堆UN+PuC燃料中国C1系列移动堆UO2&MOX燃料问题•氮化物燃料研究不充分，辐照数据不足（国际）；•MOX燃料尚处于研究阶段，缺辐照数据（国内）燃料组件材料包壳材料外套管材料上端塞压紧弹簧上端隔热块下端隔热块金属绕丝燃料区下端塞包壳操作头外套管堆芯支撑LBE入口燃料组件结构材料的选择可移动堆的堆芯布置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LBE的相容性与燃料的相容性与裂变产物的相容性与LBE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材料的选材标准结构材料的选择材料辐照肿胀随辐照损伤剂量dpa的变化LongBin,ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China结构材料的性能之一辐照肿胀效应20%c.w.316Ti的肿胀FFTF辐照，注量：1.5x1023n/cm3材料韧脆转变温度（DBTT）与Cr含量的关系铁素体-马氏体不锈钢的韧脆转变温度（DBTT）FM钢的低温脆性9Cr和12Cr的选择结构材料的性能之二奥氏体钢和FM钢在LBE中的腐蚀LBE的氧含量为10-8~10-6wt.%450℃3000hCN1515450℃3000hT91•奥氏体不锈钢与T91表面均能生成双层氧化物，外层为Fe3O4，内层为铁铬尖晶石；•氧化层具有保护作用，奥氏体不锈钢基体没有观察到Ni溶解。3000小时450oC结构材料的性能之三•奥氏体•FM10μmLBE的氧含量为10-8~10-6wt.%450℃6000hCN1515奥氏体•氧化物仅剩内层，失去保护作用；•观察到Ni溶解与少量铅铋侵入。450oC6000小时FM•T91钢的氧化层具有保护作用，没有观察到铅或铋的侵入奥氏体不锈钢•奥氏体•FM•奥氏体不锈钢发生严重的Ni溶解腐蚀，不同位置腐蚀深度差异很大。溶解腐蚀导致基体出现裂隙和空洞，有铅铋侵入；•T91发生Fe、Cr溶解和析出，表面可见一层富Cr层，未观察到铅铋侵入内部。500oC550oC奥氏体不锈钢316Ti-550oC-6000hFM不锈钢T91-550oC-6000h304SS-500oC-1000h•奥氏体钢发生严重的Ni溶解腐蚀，铅铋侵入明显。腐蚀深度整体上随时间增加而增加600oC奥氏体不锈钢CN1515-600-6000h234μmCN1515-600-3000h190μmCN1515-600-1000h80μm•发生溶解腐蚀;•有铅铋侵入，但腐蚀深度较浅（1000h、3000h未发现）；•最大腐蚀深度为35μm600oCT91钢面扫描T91-600oC-6000h•奥氏体不锈钢在LBE中使用温度不超过450oC；•FMT91不锈钢在LBE中使用温度不超过500oC解决方法各种氧化物的Ellingham图•加Si•加AlFM钢+Al-FeCrAlFM-Al-RE合金在550oC铅腐蚀19000h引自：PeterDömstedt,MatsLundbergandPeterSzakalosCorrosionStudiesofLow-AlloyedFeCrAlSteelsinLiquidLeadat750oC,OxidationofMetals(2019)添加Al，形成比氧化铬更稳定的保护性Al2O3膜•Fe-10Cr-4Al-RE•RE（活性元素）：Ti,Zr,Nb,Y•减少辐照脆性和增加可焊性•在铅或铅铋中形成100nm的保护性的氧化铝层解决方法之一新材料瑞典应SELLAR堆的需求，研制的Fe-10Cr-4Al-RE钢表现出良好的抗铅腐蚀性能氧化铝层FM-Al-RE合金在750oC铅腐蚀1800h•在高温下，虽然表面覆盖氧化铝层，但仍发现铅的侵入奥氏体钢+Al-AFA（Alumina-FormingAusteniticsteel）Fe-Cr-Ni-Al-RE合金550oCLBE腐蚀1000h(氧含量：110-6wt.%）北科大周张健教授：通过合金成分设计是合金获得比传统钢更为优异的高温力学及蠕变性能，以及抗氧化和腐蚀性能•添加Nb:强化主要利用热稳定性更好的MX（NbC）,尤其是NiAl及Laves相，而非传统的碳化物（M23C6）•添加的Al，形成比传统氧化铬具有更高稳定性的保护性Al2O3膜不锈钢+Al的问题•含Al过量导致焊接性能下降；•过量添加Al会导致脆性增加FM钢+Si-FeCrSiSIMP钢与T91钢在600oC的静态饱和氧LBE腐蚀1000h的截面形貌添加Si，在基体和氧化铬之间形成一个保护膜，加强对基体元素的溶解的阻碍作用•少量的Si显著降低材料的氧化速率,从而提高其抗氧化性；•SIMP钢中含有1.22%Si,Si优先氧化为SiO2,然后与FeO反应生成Fe2SiO4；•氧化膜和基体之间形成一层连续的Fe2SiO4,将进一步阻止Fe2+由基体向氧化膜扩散.•SiO2颗粒的形成可作为Cr2O3的形核位置，促进保护性Cr2O3氧化膜的形成SIMP钢T91钢上述结果引自：杨柯、严伟、王志光、单以银、石全强、史显波、王威，金属学报，vol.52,No.10,Oct.2016,pp.1207-1221解决方法之一新材料奥氏体钢+Si-代表性的就是SandvikSX钢解