相對(duì)輕水堆來說,第四代核反應(yīng)堆具有更高的運(yùn)行溫度,堆內(nèi)運(yùn)行工況變得更為復(fù)雜,使得對(duì)其核心結(jié)構(gòu)材料的性能要求也更加苛刻。氧化物彌散強(qiáng)化（ODS,oxide dispersion strengthened）鋼特征性的微觀結(jié)構(gòu)一超高密度彌散分布的納米氧化物,使其在各種物理化學(xué)條件下具有優(yōu)異的抗輻照性能、抗蠕變性能,以及良好的高溫穩(wěn)定性能,成為第四代核反應(yīng)堆包殼中非常有前途的候選結(jié)構(gòu)材料。因?yàn)楦逤r的鐵素體ODS鋼在高溫下具有更高的強(qiáng)度,且在超臨界水冷堆及鉛冷快堆中展示出優(yōu)異的抗腐蝕性能,因此,高Cr的鐵素體ODS鋼能夠滿足作為下一代核能系統(tǒng)包殼結(jié)構(gòu)材料的要求。通過添加氧化物形成元素Ti,Zr等來改善高Cr-ODS鋼的性能是一種很重要的技術(shù)路線。由于高Cr-ODS鋼性能的改善往往依賴于氧化物形成元素的添加對(duì)合金微觀結(jié)構(gòu)的影響,因此,本課題研究了Ti/Zr和Ti元素添加對(duì)高Cr的ODS鋼中納米氧化物的影響。本研究分以下兩個(gè)部分進(jìn)行展開:第一部分:利用高分辨技術(shù)（HRTEM,high resolution transmission electron microscopy）等先進(jìn)表征分析手段,以超臨... 

【文章來源】：重慶大學(xué)重慶市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：89 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

超臨界水冷堆系統(tǒng)示意圖

種高溶解性的非極性氣體，因而，對(duì)金屬材料有極強(qiáng)的腐蝕性。SCWR 中另一個(gè)對(duì)材料有重大影響的因素就是輻照。在 SCWR 中堆內(nèi)材分別面臨熱中子與快中子的輻照，將承受從 0.21dpa 到 67dpa 左右峰值劑量[5]，這就要求構(gòu)件材料尤其是包殼材料擁有較高的抗輻照性能，即要求材料的中子吸收截面，較小的輻照腫脹率，以及較小的輻照空穴率等。因?yàn)檩椪漳芨淖儾牧媳旧淼奈⒂^結(jié)構(gòu)也能改變冷卻工質(zhì)的化學(xué)構(gòu)成，對(duì)材料的長(zhǎng)時(shí)間有巨大的影響。3.2 鈉冷快堆六種第四代核能系統(tǒng)概念堆型中有三種是快堆，其中，鈉冷快堆是第四代堆中相對(duì)發(fā)展最成熟、運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)最豐富的反應(yīng)堆堆型[6]，也是當(dāng)今唯一現(xiàn)實(shí)料增殖的堆型。鈉冷快堆是以液態(tài)鈉作為冷卻劑的快中子反應(yīng)堆，其結(jié)構(gòu)如3 所示，其燃料置于不銹鋼包殼內(nèi)，燃料包殼間的空間充滿液態(tài)鈉。采用封料循環(huán)方式，能有效地管理錒系元素并轉(zhuǎn)換鈾 238，具體如下圖 1.2 所示。

也是當(dāng)今唯一現(xiàn)實(shí)的核燃料增殖的堆型。鈉冷快堆是以液態(tài)鈉作為冷卻劑的快中子反應(yīng)堆，其結(jié)構(gòu)如圖1.3 所示，其燃料置于不銹鋼包殼內(nèi)，燃料包殼間的空間充滿液態(tài)鈉。采用封閉式燃料循環(huán)方式，能有效地管理錒系元素并轉(zhuǎn)換鈾 238，具體如下圖 1.2 所示。圖 1.2238U—239Pu 轉(zhuǎn)換示意圖Figure 1.2238U—239Pu conversion diagram這種燃料循環(huán)可實(shí)現(xiàn)錒系完全循環(huán)利用，可用的堆型有兩種[7]：一種為中等功率（150～500 MWe）的鈉冷堆，使用鈾-钚-少量錒系-鋯合金燃料，采用設(shè)備上與反應(yīng)堆集為一體的基于高溫冶煉工藝的燃料循環(huán)方式；另一種是使用鈾、钚混合型 MOX 燃料的中到大等功率（500～1500 MWe）的鈉冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先進(jìn)濕法工藝的燃料循環(huán)方式。和輕水堆及壓水堆相比，鈉冷快堆具有一系列的發(fā)展優(yōu)勢(shì)：①核燃料封閉無限次循環(huán)，對(duì)鈾的利用率可從壓水堆的 1%左右提高到 60%～70%。②快堆可以集中嬗變長(zhǎng)壽命錒系核素和長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物，使其變?yōu)榉�(wěn)定或短壽命的核素。一座快堆可以燒掉 4-10 座同等功率規(guī)模的壓水堆產(chǎn)生的錒系核素。③冷卻劑液態(tài)鈉的中子吸收截面小

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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[4]國(guó)際熱核實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆（ITER）計(jì)劃與未來核聚變能源[J]. 潘傳紅.  物理. 2010(06)
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[6]超臨界水冷堆述評(píng)[J]. 陸道綱,彭常宏.  原子能科學(xué)技術(shù). 2009(08)
[7]國(guó)際合力攻關(guān)超臨界水冷堆技術(shù)中材料和傳熱流動(dòng)兩大難題[J]. 姚煥.  中國(guó)核工業(yè). 2007(04)
[8]我國(guó)快堆和第4代先進(jìn)核能系統(tǒng)[J]. 徐銤.  中國(guó)原子能科學(xué)研究院年報(bào). 2006(00)



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