在多起核事故發(fā)生后,研究人員提出了耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,簡稱ATF)系統(tǒng)的概念。與現(xiàn)有的燃料系統(tǒng)相比,耐事故燃料系統(tǒng)能夠延緩包殼的氧化和氫氣的產(chǎn)生,使得核反應(yīng)系統(tǒng)在嚴重的突發(fā)情況下具有一定的自御能力。本課題的研究對象是作為新型核燃料包殼備選材料的FeCrAl合金,這種合金在高溫下可形成氧化鉻、氧化鋁等表面氧化物,可在1500°C左右仍保持著很高的抗蒸汽氧化性,其在高溫高壓水蒸氣的環(huán)境中氧化速率遠低于目前廣泛使用的Zr合金包殼材料,因此FeCrAl合金是一種非常具有發(fā)展前景的新型包殼材料。對用于核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)材料來說,理解輻照損傷與材料力學性能之間的關(guān)系對于結(jié)構(gòu)部件是否能夠長期有效運行具有十分重要的意義。反應(yīng)堆內(nèi)中子輻照是一個長期緩慢的過程,因此在實驗研究中,通常使用離子輻照來代替反應(yīng)堆內(nèi)中子輻照,但離子輻照只能達到距樣品表面幾十微米的深度。本研究側(cè)重于輻照前FeCrAl合金材料的力學性能,考慮到需要與輻照后樣品進行對比,因此對輻照前的樣品進行微柱壓縮實驗,可以為以后在同一數(shù)量級對比輻照前后樣品的力學性能做準備。同時小尺度樣品具有成本低、易加工等優(yōu)點,... 

【文章來源】：哈爾濱工業(yè)大學黑龍江省 211工程院校 985工程院校

【文章頁數(shù)】：66 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

輕水反應(yīng)堆堆芯冷卻劑不足事故發(fā)生概況[7]

圖 1-2 不同材料的蒸汽氧化速率常數(shù)和活化能的阿倫尼烏斯圖[10, 11]60 年代，通用電氣（GE）公司開始開發(fā)用于核電的 Fe其在反應(yīng)堆中具有更高的熱效率和更好地抗氧化能力。室的嚴重事故試驗站在過去兩年對不同的備選 ATF包殼估，F(xiàn)eCrAl 合金在高溫下可形成氧化鉻、氧化鋁等表面壓水蒸氣的環(huán)境中氧化速率遠低于 Zr 合金，如圖 1-2 所500 °C左右仍保持著高抗蒸汽氧化性[11]。損傷與材料力學性能之間的關(guān)系對于核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)部件有十分重要的意義。在研究材料的輻照性能過程中，通輻照和重離子輻照）來代替中子輻照，這是由于中子輻離子輻照實驗過程中的試驗參數(shù)更容易控制[12]。但離子要適用于小尺度樣品的研究。小尺度樣品具有成本低、尺度樣品的研究從而預(yù)測宏觀樣品的性能已成為核材料，研究新型燃料包殼材料代替現(xiàn)有的鋯合金作為輕水反

如化石燃料發(fā)電廠等。鐵素體 FeCrAl 不銹鋼為體心立方溫氧化性能和良好的力學性能，尤其在事故高溫下，同傳比具備更好的耐事故性能。早在 20 世紀 60 年代，通用電源生產(chǎn)方面對 FeCrAl 合金進行了評估、研究和改進（主響應(yīng)和燃料包殼的化學作用），目的是開發(fā)抗氧化燃料元和二氧化碳氣氛的核反應(yīng)堆中具有更好的熱效率、更高的產(chǎn)物的溢出[13]。甚至在此之前，西屋公司實驗室已經(jīng)對 性能進行了研究。這些項目的報告提供了簡單體系合金的性能測試結(jié)果，然而它們并沒有提供一個足夠優(yōu)化應(yīng)用于核反應(yīng)堆中。迄今為止，人們在開發(fā)用于高溫核電成了大量工作，包括燃料包覆兼容性，在高溫空氣、蒸汽材料老化問題、焊接/可成形性、輻照效應(yīng)等[14]。FeCrAl境下正常工作，并且由于 Cr 和 Al 的晶格穩(wěn)定作用，F(xiàn)eC。FeCrAl 合金的高溫抗氧化性主要來自于 Al2O3和 Cr2O保護合金不被高溫蒸汽氧化[15]。

【參考文獻】：
期刊論文
[1]從電力發(fā)展“十三五”規(guī)劃看新能源發(fā)展[J]. 李瓊慧,王彩霞.  中國電力. 2017(01)
[2]我國新能源發(fā)展現(xiàn)狀及前景[J]. 李春曦,王佳,葉學民,喻橋.  電力科學與工程. 2012(04)



本文編號：2943968