最新钠冷快堆中的结构材料
快堆先进包壳材料ODS合金发展研究
１ ２月
快 堆 先进 包 壳材 料 ＯＤ Ｓ合 金发 展 研 究
崔 黄 苏 宿彦京 超 ， 晨 ， 喜平 ，
（．中 国原 子 能科 学 研 究 院 ， 京 １ ２ １ ；．ｊ 京 科 技 大 学 ， 京 １０ ８ ） １ 北 ０ ４ ３２ Ｅ 北 ０ ０ ３
摘要 ： 堆先进包壳材料 Ｏ 快 ＤＳ合 金 （ ｉｅＤｓｅｓ ｎቤተ መጻሕፍቲ ባይዱｒｎ ｔｅｅ ｔ １具 有 优 异 的抗 辐 照 肿 胀 性 能 和 Ｏｘｄ ｉ ｒｉ ｔｅ ｇｈ ｎｄＳｅ ） ｐ ｏ ｅ
（ ． ｈ ｎ ｎ ｔ ｕ ｅｏ ｏ ｃ ｎ ｒ ｙ ｅ ｉｇ １ ２ １ ， ｈｎ １ Ｃ ｉ ａＩ ｓｉ ｔ ｆＡｔｍｉ Ｅ ｅｇ ，Ｂ ｉｎ ０ ４ ３ Ｃ ｉａ ｔ ｊ ２ Ｕｎｖ ｒ ｉ ｆ ｃｅ ｃ ｎ ｅ ｈ ｏｏ ｙ Ｂ ｉｎ ， ｅ ｉｇ １ ０ ８ ， ｈｎ ） ． ｉｅｓ ｙ ｏ ｉｎ ｅ ａ ｄ Ｔ ｃ ｎ ｌｇ ｅ ｉ ｇ Ｂ ｉｎ ０ ０ ３ Ｃ ｉａ ｔ Ｓ ｊ ｊ
ｈｇ ｕ ｎ ｐ ｆ ｅ ｏ ａ ｔｒ ａ ｔ ｒ ｉ ｈ ｂ ｒ ｕ ｕ ｌ ｒｆｓ ｅ ｃｏ ．Ｔｈ ｓｐ ｐ ｒｇ ｎ ｒ ｌ ｎ ｒ ｄ ｃ ｓｔ ｅｐ ｏ ｒｓ ｆＲ＆ Ｄ ｆ ｉ ａ ｅ ｅ ｅ ａｌ ｉ ｔｏ ｕ ｅ ｈ ｒ ｇ ｅ ｓｏ ｙ
ｏ ＯＤＳ ｌ ｙ ， ｉ ｃ ｕ ｉ ｇ ｈ ｐ ｏ ｅ ｓｎ ｔ ｃ ｎ ｌ ｇ ｏ ＯＤＳ ｌ ｙ ， ｍｅ ｈ ｎ ｃ ｌ ｎ ａ ｌ ｓ ｏ ｎ ｌ ｄ ｎ ｔ ｅ ｒ ｃ ｓ ｉ ｇ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｆ ａ ｌ ｓ ｏ ｃ ａ ｉａ
第 ３ 卷 第 ４期 １
２ １矩 ０１
核 科 学 与 工 程
Ｃｈｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｎ ｉ ｅ ｒｎ ｉ ｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅ ｇｎ ｅ ｉｇ ｏ
钠冷快堆中的结构材料全解
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 泵支承
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
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 中间热交换器
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
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 堆芯围桶
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
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 压力管部件
材料：俄罗斯产 08X16H11M3 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
控制棒组件
调节棒 补偿棒
中子源组件 不锈钢屏蔽组件 硼屏蔽组件
600 （max） 3.2x1015 550 (max) 3.8x1015
中国实验快堆主要材料
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
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 主容器 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
Corrosion test under stress
AFR-100钠冷快堆超临界CO_(2)循环结构布置与性能分析
图。 图 中 ，工 质 在 回 热 器 中 吸 收 的 热 量 295.41 MWlh(b - c 过 程 ）高于工质从热源的吸热 量280.95肘贾+(〇-£1过 程 ），循环过程中巨大的 回 热 量 是 超 临 界 C0 2循 环 的 一 个 重 要 特 征 。另 外,即使在系统中布置了回热器，但受到回热器端 差 的 限 制 ，经 过 回 热 的 C0 2 工 质 仍 达 到 了 116.01丈 ，这 部 分 热 量 被 全 部 带 入 冷 却 器 中 排 向
Abstract：Aim to the Adavanced Fast Reactor (AFR - 100) as the heat source, this paper studied on the laytout and system performance analyses of supercritical C0 2 Brayton cycle. Via the thermodynam ic anlaysis program, the recuperation cycle, the recompression cycle and the partical cooling cycle were calculated and the optimal parameters, the highest thermal efficiency were gained. Compering with the recuperation cycle, both efficiencies were improved about 2 % on the recompression cycle and the partial cooling cycle, as 37. 8 1 % and 37. 5 9 % respectively. For AFR - 100, the recompres sion cycle and the partical cooling cycle are suitable layouts both on the higher cycle thermal effiency and the more reseasonable system structure and component design. Key words： Supercritical C0 2 Brayton Cycle；AFR - 1 0 0 ；System performance analysis
俄BN-800钠冷快堆13堆芯装填MOX燃料
国外核新闻2021.4核燃料循环【俄罗斯国家原子能集团公司网站2021年3月24日报道】俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂4号机组近日在完成换料检修后重新投入运行。
此次换料是该机组首次只装填混合氧化物（MOX ）燃料。
该机组是俄唯一的BN-800钠冷快堆机组，2016年10月投运。
最初投运时，这台机组装填了由铀燃料和MOX 燃料组成的混合堆芯。
其中MOX 燃料组件由位于季米特洛夫格勒（Dimitrovgrad ）的核反应堆研究所（RIAR ）制造。
2020年初，该机组装填了由商业MOX 燃料制造厂提供的首批共计18个MOX 燃料组件。
在最近的换料中，向该机组堆芯装填了160个MOX 燃料组件。
目前，该机组1/3堆芯是MOX 燃料，未来将继续换装MOX 燃料。
俄MOX 计划于2000年启动。
当年，俄罗斯和美国签署《钚管理与处置协定》，需要各自处置34吨过剩武器级钚。
两国拟采用的处置方式均是将这些钚制成MOX 燃料，但美拟将这些燃料用于热堆商业机组，而俄拟用于快堆机组。
当时预计西方国家将向俄转让相关技术并提供资助。
但实际上，俄在西方国家未提供任何帮助的情况下独立推进MOX 燃料的研发。
当美国2018年决定取消其MOX 计划时（详见本刊2018年第11期相关报道），俄MOX 燃料研发工作已取得良好进展。
2011年，俄通过了旨在建立基于快堆的闭式燃料循环的长期发展战略。
此后，俄为MOX 燃料的研发和制造拨付了大量资金。
俄MOX 燃料制造厂位于热列兹诺戈尔斯克（Zheleznogorsk ）矿业与化学联合体（MCC ）地下200米深的矿井中，2014年底全面投入运行，2015年完成首个组件的相关试验，2018年启动批量制造。
MOX 燃料芯块的基础制造工艺由俄罗斯核燃料产供集团（TVEL ）旗下博奇瓦尔无机材料研究所（VNIINM ）研发，使用的原料是贫铀和钚。
俄目前已掌握利用从VVER 乏燃料提取的钚制造MOX 燃料的技术。
钠冷快堆乏燃料贮存
钠冷快堆乏燃料贮存
1.原理与构造
所谓的钠冷快堆，其实是指利用液态金属钠作为冷却剂的快中子反应堆。
快中子反应堆可以有效的消耗和利用乏燃料，使得核能的利用率大幅度提高。
典型的钠冷快堆主要由堆芯、液态金属冷却剂、反应堆壳体与封闭壳体等四个部分构成，其中的堆芯由燃料组件与控制棒组成，用以维持和调整快中子链式反应。
2.燃料贮存问题
然而，由于钠冷快堆使用的燃料是乏燃料，这类燃料比常规的浓缩铀或钚-239更为活跃，其无害化并储存处理更为困难。
目前，国际上尚未有成熟的燃料储存处理技术能够有效处理乏燃料。
要解决乏燃料的储存问题，既要保证职工作业环境和公众环境的辐射安全，又要满足长期的储存要求。
3.建设的挑战
要建设钠冷快堆，技术挑战是巨大的。
首先，液态金属钠高温下易燃，要设计出安全有效的冷却系统是个难题。
其次，乏燃料的处理问题也是技术挑战。
目前，乏燃料的处理主要是封装、贮存和终端处置三个阶段，每个阶段都有各自的问题需要解决。
封装阶段需要研发出高强度、抗辐照的封装材料。
贮存阶段需要解决辐射屏蔽、冷却等问题。
终端处置阶段需要寻找合适的地质环境以确保安全埋藏。
4.发展前景
尽管钠冷快堆面临巨大的挑战，但其高效的能源利用和废物处理能力让人看到了此外，钠冷快堆还能够解决放射性废物的问题，通过堆内转化将已经失去能量的放射性燃料变为可以进行再生利用的新燃料。
因此，对于钠冷快堆的研究与开发，将对核能的可持续利用起到重要的推动作用。
钠冷快堆组件结构材料发展概述
钠冷快堆组件结构材料发展概述【Abstract】This article mainly introduces the development of structural materials for sodium-cooled fast reactor fuel assemblies.The initial cladding material is 316 austenitic steel and the final direction of development is ODS ferrite/ martensitic steel.The initial wrapper tube is 316 Austenitic steel，the final direction of development is also ODS steel.The performance of the material is improved，and it will increase the fuel burnup levels.And directly improve the safety and economy of the reactor【Key words】Fast reactor；Components；Cladding tube；Wrapper tube0 前言近年来，液态金属冷却快中子反应堆（LMFR）燃料和燃料循环研究受到国际广泛关注，如创新型核反应堆和燃料循环（INPRO）国际项目，第四代核能论坛（GIF）和全球核能伙伴计划（GNEP）。
LMFR 燃料开发活动迄今仅限于少数国家，即美国，英国，俄罗斯，韩国，日本，印度，中国和德国。
自50年代LMFRs建成并运营以来，已累积大约400堆年的运行经验。
目前只有少数LMFRs正在运行。
分别是俄罗斯的BOR-60，BN-600和BN-800；中国实验快堆（CEFR）；印度的快中子增殖试验堆（FBTR）。
示范快堆中间热交换器材料316H_钢钠中老化行为研究
示范快堆中间热交换器材料316H 钢钠中老化行为研究纪琤 张金权*阮章顺 和雅洁中国原子能科学研究院 北京 102413摘要： 316H 钢是中国示范快堆中间热交换器的主要材料，随着运行时间的增加，其老化效应不断累积。
为探索316H 钢在示范快堆中间热交换器运行工况下的老化行为，此研究分别在353 ℃和535 ℃静态钠条件下对316H 钢管材和板材试样进行了1 000~8 000 h 的相容性试验，并对试验后的样品开展微观表征、腐蚀速率测量以及力学性能测试等分析。
结果显示：353 ℃条件下试样几乎不发生腐蚀现象，而在535 ℃条件下，高温加速了扩散使得材料的老化行为显著，随着试验时间的增加，材料在钠中的腐蚀转为稳态阶段。
研究表明：316H 钢在钠中的老化行为受到钠的温度、浸泡时间以及材料制造工艺等因素影响，在低氧低碳的低温钠环境中有较好的抗老化能力，在温度相对较高、时间较长的钠环境中存在老化迹象。
关键词： 316H 钢 钠冷快堆 中间热交换器 老化 腐蚀速率中图分类号： TL341文献标识码： A文章编号： 1672-3791(2024)02-0117-04Research on the Aging Behavior of 316H Steel Sodium for Intermediate Heat Exchangers of Demonstration FastReactors in SodiumJI Cheng ZHANG Jinquan *RUAN Zhangshun HE Yajie China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 ChinaAbstract: 316H steel is the main material for the intermediate heat exchangers of China's demonstration fast reac‐tors. With the increase of operating time, its aging effect continues to accumulate. To explore the aging behavior of 316H steel under the operating conditions of the intermediate heat exchangers of demonstration fast reactors, this study conducted the compatibility test of 316H steel pipe and plate specimens for 1000-8000 h under the static so‐dium conditions of 353 ℃ and 535 ℃, and analyzed the microstructure characterization, corrosion rate measure‐ment and mechanical property test of the samples after the test. The results showed that there was almost no corro‐sion phenomenon on the samples under the condition of 353 ℃, andthat under the condition of 535 ℃, high temperature accelerated diffusion, resulting in the significant aging behavior of the material, and the corrosion of the material in sodium shifted to a steady-state stage with the increase of test time. The research shows that the aging behavior of 316H steel in sodium is affected by factors such as the temperature of sodium, soak time and the manu‐facturing process of the material, and that it has good anti-aging ability in the low-oxygen, low-carbon and low-DOI： 10.16661/ki.1672-3791.2309-5042-5773基金项目： 中核集团领创项目研究（项目编号：167546）。
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
2009-08-02 18:18工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
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前言
为什么要发展快堆?
✓ 铀资源的贫乏, 不足以支承大量 NPPs 的运行 PWR: 1% 利用率 (U235丰度:0.71%) SFR: 60-70%利用率(能将U238转化成易裂变Pu239)
✓ 降低錒系元素和长寿命裂变产物(核废料)的地质埋填
中国快堆发展现状
快堆发展战略
中国实验快堆CEFR顺利临界
CDFR 示范快堆 ✓ 电功率: 600- 900MWe ✓ 初始设计: 2007年 ✓ 完成: 2020年
中国快堆发展现状
CEFR 大事记
2002.08
200tiroenacftoorrsbeualiilndg核in-tg岛o2p0厂02房.0封8 顶
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
先进型堆
Generation IV
创新型堆
✓ 秦山I期 1985
✓ 秦山II期 ✓ 秦山III期 ✓ 大亚湾电站 ✓ 岭奥电站 ✓ 田湾电站
✓ AP-1000 ✓ CAP-1000
✓ CEFR ✓ CDFR ✓ CCFR SCWR
前言
压水堆电站在中国的成功
正在运行的: 4 plants, 11 units, about 8.6GWe 正在建设的: 19 units with ～20GWe 计划在建设的: 7 units with ～7GWe
2005.08 堆本体安装开始
2010.07.21 reach to critical
2006.06 主容器检验试验完成
2007.06 完成堆内构件安装
2008.03 旋塞安装就位
* 引自张东辉博士《中国实验快堆进展及热工流体综述》
中国实验快堆
CEFR 主要设计参数
泳池式反应堆 336.6吨核级钠 热功率: 65MW 电功率: 20MW 反应堆寿命: 30年
эп-450
08X16H11 M3
08X16H11 M3
08X16H11 M3
08X16H11 M3
316Ti
316Ti
316Ti
温度 （oC）
360-560 360-550
360-548
360-554
360-530
600 （max） 550 (max)
中子通量 （n/cm2s
） 6.6x1015 ≤3.2x1015
控制棒组件 8
不锈钢屏蔽组件: 332
感谢上海第一机床厂提供照片
CEFR 堆芯布置
中国实验快堆主要材料
CEFR 堆芯燃料组件及 控制棒组件材料
堆芯组件材料 ➢ 燃料:
- 氧化物燃料 (MOX) - 金属燃料 (U-Pu-Zr) ➢ 燃料组件 - 包壳: ChS-68 - 外套管: эп-450
(all Russian steels)
二回路
中国实验快堆主要参数
CEFR 主要设计参数
堆本体 高度: 45.0cm 直径: 60.0cm 燃料/首炉燃料: (Pu,U)O2/UO2 Pu（总量）: 150.3kg Pu-239: 97.7kg U-235(enrichment):
42.6kg (19.6%)/236.7kg (64.4%) 最大线功率: 430w/cm 中子通量: 3.7x1015 n/cm2.s (max.)
平均中子通量: 1.76x1015 n/cm2.s 目标燃耗: 100,000MWd/t 堆芯入口钠温: 360oC 堆芯出口钠温: 530oC 主容器尺寸(O): 8.010m
中国实验快堆主要材料
堆芯组件材料 结构材料
中国实验快堆主要材料
CEFR 堆芯燃料组件及控制棒组件材料
燃料组件
≤3.2x1015
≤3.2x1015
3.2x1015
3.2x1015
3.8x1015
中国实验快堆主要材料
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
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件
主容器
材料：瑞典进口奥氏体钢316SS 功能：堆芯、堆内部件及高温
CFR1000 示范快堆 ✓ 电功率: 1000MWe ✓ 初始设计: 2010年 ✓ 完成: 2022年
CEFR ✓ 电功率: 20MWe ✓ 初始设计:1990 ✓ 完成: 2010年
To be filled
CCFR 商用快堆 ✓ 电功率: 1000- 1500MWe ✓ 初始设计: 2020年 ✓ 完成: 2030-2032年
Curtsy to Mr. Pan Ziqiang
前言
核电在中国能源供给中的地位
2007年电能中各种电力供给形式所占的比例
2015年电能中各种电力供给形式所占的比例 * JIANG Ze-min, Reflection on energy issues in China, CHINA NUCLEAR POWER, Vol.1, No.2, p.98-113, 2008
上端塞 压紧弹簧 上轴向 转换区 包壳 燃料区
下轴向 转换区 金属绕丝
下端塞
燃料组件
操作头
外套管
堆芯支撑 钠入口
13
中国实验快堆主要材料
CEFR 堆芯燃料组件及控制棒组件材料
燃料组件
安全棒
控制棒组件 调节棒 补偿棒
中子源组件
不锈钢屏蔽组件
硼屏蔽组件
材料
包壳
外套管
ЧC-68 ЧC-68 ЧC-68 ЧC-68 ЧC-68 316Ti
《核电中长期发展规划(2005-2020年)》 提出：“及时启动快堆示范工程”。
2006年发布的中国工程院咨询项目—“大 型先进压水堆和先进核能系统工程战略 研究报告”提出：“为了加速我国快堆 商用化的进程，不排除在国内、国际条 件许可的情况下，由实验快堆直接向示 范快堆过渡”。
2007年8月中科院向国务院呈送的《二 十一世纪上半叶我国能源可持续发展体 系战略研究》报告（科发学部字［2007］ 243号）建议：将快堆先进核能系统研发 与产业化列入国家重大专项。
钠冷快堆中的结构材料
前言
创新型核能系统-GIV 第四代反应堆
铅冷快中子反应堆 (LFR)
超临界水堆 (SCWR)
气冷快中子反应堆 (GFR)
钠冷快中子反应堆 (SFR)
超高温堆 (VHTR)
熔盐金属反应堆 (MSR)
Generation I
原型堆
前言
Generation II
商用堆
Generation III