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

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 1 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 2 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 3 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 4 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 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 6 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 7 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 8 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 9 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 10 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 11 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 12 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 13 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 14 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 15 二回路管道材料 管道材料 304不锈钢参数管径 325x12mm 219x10mmTemp ofNainhot leg 495oCTemp ofNaincold leg 310oC流量 274kg s CEFR中的燃料和结构材料 16 燃料组件材料的选材 燃料组件结构材料 17 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 18 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 19 堆内主要部件材料的选材 堆容器及堆内主要部件材料 20 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 21 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 22 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 23 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 8 24 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 25 Karl FredrikNilsson IAEAConsultancyMeetingonBenchmarkingofAdvancedMaterialsPre selectedforInnovativeNuclearReactors March9 12 2010 Vienna CFR600拟使用的主要材料 欧盟快堆ESFR的选材 JapanSodium cooledFastReactor JSFR 日本 Secondarypump SG Integratedpump IHX ReactorVessel ReactorCore CFR600拟使用的主要材料 27 ReactorVesselandInternals 316FR IHX Mod 9Cr 1Mo Steamgenerators SecondaryPumpMod 9Cr 1Mo Primaryandsecondarypipingsystems Mod 9Cr 1Mo Steamgenerator SG Tubesheet Mod 9Cr 1Mo Vessel Mod 9Cr 1Mo Tube Mod 9Cr 1Mo CSEJ Bellows Mod 9Cr 1Mo CoolantSystems Mod 9Cr 1Mo ReactorVesselandinternals 316FR Coolantoutlettemperature 550CDesignlife 60years TaiAsayama IAEAConsultancyMeetingonBenchmarkingofAdvancedMaterialsPre selectedforInnovativeNuclearReactors March9 12 2010 Vienna JapanSodium cooledFastReactor JSFR 28 PFBR的材料 印度 500eMW BaldevRaj IAEAConsultancyMeetingonBenchmarkingofAdvancedMaterialsPre selectedforInnovativeNuclearReactors March9 12 2010 Vienna 29 CFR600拟使用的主要材料 BN600的材料 俄罗斯 L M Zabudko IAEAConsultancyMeetingonTechnicalStandardonFuelforLMFBR18 20January 2011 Vienna 30 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316Ticw 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 TiCW 堆内主要构件材料 316LNSS304LNSS 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 31 32 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 33 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 34 CFR600设备材料验证试验 35 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