先进快堆外套管材料铁素体_马氏体钢研究进展

后具有 一 定 的 塑 性、韧 脆 转 变 温 度 的 变 化 ( DBT T ) 在一定的范围内等) 。铁素体/ 马氏 体钢由于具有优异的抗辐照肿胀性能被选做先 进快堆外套管的首要候选材料。快堆中的中子 辐照影响铁素体/ 马氏体钢的微观结构( 如产生 空洞和位错环从而导致肿胀) 和力学性能( 如辐 照硬化和辐照脆化) 。 2 1 辐照前后的微观结构变化和辐照肿胀
在辐照条件下 DBT T 的变化最小, 是目前的先 进快堆外套管材料的研发趋势[ 4] 。
表 1 国内外上主要快堆采用的包壳和外套管材料
Table 1 Cladding and duct materials of fast
reactors at home and abroad
所在 反应堆名称
国家
包壳材料
成的位错环随着温度的增加尺寸变大, 密度减 小, 并逐步形 成位错网 络[ 7-9] , 当温度在 400~ 450 以上时, 辐照产生的缺陷被退火掉, 析出 相变 粗, 直 至 500 空 位 聚 集 仍 能 形 成 肿
的研 发计划。铁素体/ 马氏体钢具有优异的 抗辐照肿 胀性能, T 92 钢作 为第三 代铁素 体/ 马氏 体钢同 时
具有良好的高温强度, 被作为国产快堆外套管的 首要候选材料。
关键词: 快堆; 外套管材料; 铁素体/ 马氏体钢; 高温强度; 辐照性能
中图分类号: T L 43
文献标志码: A
文章编号: 0258- 0918( 2011) 03- 0245- 07
BN-600 俄罗斯 15-15Ti( - 68)
- 450
BN-800 俄罗斯 15-15Ti( - 68)
- 450
BO R- 60 俄罗斯 15-15Ti( - 68)
FFT F
美国 316 SS 或 H T 9
H T9
2 铁素体/ 马氏体钢的抗辐照性能
外套管主要的性能要求是具有优异的抗辐 照肿胀性能和良好的高温力学性能( 包括辐照
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的作用[ 1] 。化石燃料的使用对环境产生负面影 响而且其资源正迅速枯竭, 核能是一种丰富的、 干净的和相对经济的新型能源。世界范围内成 功运行的核反应堆已经证明了核能的经济型和 可靠性[ 2] 。
目前世界上正在商业运行的核电站主要属 于第二代, 第三 代核电技 术开发 已近完成[ 3] 。 第二代和第三代核电站所用的燃料都是低丰度 的二氧化铀, 铀资 源的利 用率 只能 达到 1% 。 快堆形成的闭式燃料循环可以实现核燃料的增 殖, 可使铀资源的利用率提高到 60% 以上, 同 时由于快堆可嬗变压水堆产生的长 寿命核废 物, 实现放射性废物最少化[ 1] , 所以快堆被作为 第四代先进核能系统的主要候选堆型, 代表了 第四代核能系统的发展方向。
EFR
欧洲 15-15T i/ PE16
EM 10
CEFR
中国 15-15T i( CHS-68)
M 316 SS
JO Y O
日本
M 316 S S
M 316 SS
M O N JU 日本
M 316 S S
M 316 SS
FBTR
印度
316 SS
316 SS
PFBR
印度 15- 15Ti( D 9)
15- 15Ti( D 9)
外套管材料
R A PSO DIE 法国
316 SS
PHE NIX 法国
316 SS
EM 10
SU PERPHE NIX
P FR
法国 英国
15-15T i M 316 SS/ PE16
PE16/ FV 448
SN R- 300 德国 15-15T i( 1 497 0) 15-15T i( 1 497 0)
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堆中中子辐照对铁素体/ 马氏体钢的微观结构 和力学性能的影响, 并介绍国产快堆外套管材 料铁素体/ 马氏体钢的研发计划。
1 国内外快堆外套管材料的选用
外套管是燃料棒束的结构支撑, 为冷却剂 钠提供流道, 并提供一个防护层, 是燃料棒破裂 时防止事故在组件之间蔓延的屏障。外套管工 作在 400~ 600 的高温下, 燃料 后期的辐照 损伤剂量与包壳一样高达 100~ 200 dpa, 外套 管是六角形的, 在堆芯中工作时, 其靠近堆芯与 远离堆芯的棱面所受到中子辐照剂量与温度不 同, 使这两个面的热膨胀和辐照肿胀变形不一 致, 从而使它受到弯矩的作用, 因此要求外套管 长期辐照后具有良好的高温强度和抗辐照肿胀 能力以及良好的几何形状稳定性, 同时辐照后 的组件拔出等操作需要外套管辐照后仍具有一 定的塑性[ 6] 。目前国际上一些主要快堆采用的 包壳和外套管材料如表 1 所示。第一代外套管 材料采用了奥氏体不锈钢, 如德国的 SNR- 300 使 用 的 是 15- 15T i 奥 氏 体 不 锈 钢, 日 本 的 JOYO 和 M ONJU 使用的是 316 型奥氏体不锈 钢, CEFR 外套管材料目前使用的是俄罗斯进 口的 316 型奥氏体不锈钢。
铁素体/ 马氏体钢采用正火+ 回火的最终 热处理方式, 5% ~ 12% Cr 的铁素体/ 马氏体钢 正火后会产生马氏体, 同时产生大量的位错, 为 了提高韧性, 正火后需要进行回火处理, 回火过 程中, 形成 60~ 200 nm 的 M 23 C6 ( M 主 要是 Cr、F e 和 M o) 和 20~ 80 nm 的 M X( M 主要是 V 和 N b, X 主要是 C 和 N) 相, 在板条和原奥 氏体边界处形成 M 23 C6 相, 在晶粒内形成 MX 相, 同时高密度的位错数量得到减少[ 2] , 如图 1 所示。M23 C6 和 M X 都将阻碍位错的运动, 起 到沉淀强化的作用。
( 1 Chin a Inst it ut e of A t omic Energy, Beijing 102413, C hina; 2 T singhua U niversit y, Beijing 100084, China)

Abstract: T his paper int roduced t he operation requirement and select io n o f duct mat erials f or f ast reacto rs at ho me and abroad Irradiat io n ef fects o n the microstr ucture and mechanical proper ties o f F / M st eels w er e discussed R& D plan o f F / M st eels fo r dom est ic duct mat er ial of f ast react or w as also int roduced F/ M st eels have excellent ir radiation resist ance to void sw elling , and T 92 w hich is t he t hird g enerat io n F / M st eels and has g ood high- temperature st reng t h is chosen as the prim ar y candidat e domestic duct mat erial of fast react or Key words: f ast react or; duct material; f er ritic/ mart ensitic st eel; hig h- t em perature st reng h; irradiat ion perf orm ance
第四代核能系统中的钠冷快中子反应堆与 先前的反应堆相比要在更高的温度下达到更高 的燃耗[ 4] , 快堆能否成功运行, 在很大程度上取 决于作为快堆燃料组件组成的两个主要部件包 壳管和外套管的性能, 特别是包壳管。包壳管 必须承受堆内各种苛刻的工作条件而保持燃料 元件的完整性[ 5] , 因此包壳材料的主要要求是 在寿期内经受辐照后具有低的肿胀、良好的韧 性和高温下足够的蠕变强度。外套管和包壳有 相似的辐照环境, 先进的外套管材料的研发同 样至关重要, 但是由于外套管的运行温度较低, 为抗辐照肿胀性能较好但是高温强度相对较低 的铁素体/ 马氏体钢作为外套管材料的使用提 供了可能性[ 6] 。
快速增长的能源需求和对气候变化的担心 要求核能在满足人类未来能源需求中起到重要
收稿日期: 2011-07-22; 修回日期: 2011-08-20 基金项目: 国家高技术研究发展计划( 863 计划) 作者简介: 冯 伟( 1987 ) , 男, 安徽人, 硕士研究生, 主要从事快堆结构材料研究工作
Development of ferritic/ martensitic steels used as advanced duct material for fast reactor
F EN G Wei1 , H U A N G Chen1 , DU A -i bing1 , L I Zheng- cao2 , CH A I Mao- sheng 2
第一代铁素体马氏体钢辐照性能表现优异新研发的第二代铁素体t91和第三代铁素体马氏体钢t92t9近似甚至可能优于t92是这三种铁素体马氏体钢中高温性能最国产先进快堆外套管材料首选定为t92目前t92已在宝钢成功生产但是主要用于火电厂锅炉行业根据已获得的堆外力学性能t92满足快堆外套管的堆外力学性能要求但针对t92钢作为快堆外套管的制备工艺以及堆内使用性能的研究在国内目前仍是一片空白需要t92进行的研究工作主要包括以下三个方先进快堆燃料组件外套管材料堆外性能的补充试验包括高温长时力学性能数据的补以及t92钢与钠的相容性研究国产t92钢外套管的试制摸索变形量和热处理制度的影响制定出合理的制管工艺试制六角形t92钢外套管国产t92钢放入进行辐照考验和辐照后性能的测试制备出用于辐照的国产t92钢样品放入中进行辐照考验辐照后进行性能测试确定辐照对国250马氏体钢具有优异的高温强度和长时稳定性而且在辐照条件下db的变化最小是目前的先进快堆外套管材料的研发趋势
中国实验快堆( CEFR) 的燃料组件目前从 俄罗斯进口, 这不仅增加了运行成本, 而且在核 心技术方面也会受制于人, 我国将来要发展示 范快堆乃至商用快堆, 那么燃料组件的国产化 将是面临的重要课题, 而外套管材料研究正是 燃料组件国产化的关键所在, 因此, 先进外套管 材料的研究迫在眉睫。国际上大量研究和使用 经验表明: 铁素体/ 马氏体钢具有优异的抗辐照 肿胀性能, 具体表现在高辐照损伤剂量下极低 的肿胀率, 并有高的热导率和低的热膨胀系数, 被考虑作为国产快堆燃料组件外套 管候选材 料。本文将综合分析快堆外套管材料的使用要 求以及国内外快堆外套管的选用情况, 论述快
快堆中高能中子辐照使得原子从它们的正 常晶格位置离位形成空位和间隙原子( 辐照损 伤, 以 dpa 衡量) , 一定辐照剂量和温度下微观 结构的变化包括空位和间隙原子聚集形成空洞 和位错环从而导致的肿胀, 同时辐照会引起元 素的偏析和新相的析出。在 400~ 450 以下形
图 1 T 92 钢的马氏体板条结构和析出相 F ig 1 T he martensitic lath str ucture and pr ecipitates in T 92
随着燃料燃耗提高, 在高辐照剂量下奥氏 体不锈钢的抗辐照肿胀性能较差, 辐照肿胀导 致材料密度降低, 力学性能下降, 并引起外套管 变形, 外套管肿胀变形影响组件拔出也是限制 组件寿命的因素之一, 因此第二代外套管材料 改用抗辐照肿胀性能优异的 9% ~ 12% Cr 铁素 体/ 马氏体钢, 如美国的 F F T F 使用的是 H T 9, 法国 P H ENIX 和欧 洲 EFR 使用的是 EM 10, 俄罗斯 的 BN- 600 和 BN- 800 使 用 的 是 450。但在快堆中使用铁素体/ 马氏体钢的一个 问 题 是 辐 照 脆 化, 表 现 在 韧 脆 转 变 温 度 ( DBT T ) 的升高。
12% Cr 的铁素体/ 马氏体钢 ( 如 H T 9) 由 于含碳量较高, 其主要的析出相 M 23 C6 在高温 下容易粗化, 从而降低其高温强度。9% Cr 的 铁素体/ 马氏体钢由于含碳量较低, 除了高温强 度和长时稳定性优于 12% Cr 的铁素体/ 马氏体 钢, 更为重要的一点是 9% Cr 铁素体/ 马氏体钢
第 31 卷 第 3 期
核科学与工程
2011 年 9 月
Chinese Journal of N uclear Science and Engineering
Vol. 31 N o 3 Sep. 2011
先进快堆外套管材料铁素体/ 马氏体钢研究进展
冯 伟1 , 黄 晨1 , 杜爱兵1 , 李正操2, 柴茂盛2
( 1 中国原子能科学研究院, 北京 102413; 2 清华大学, 北京 100084)
摘要 : 介绍了快堆外套管材料的使用要求以及国内外快堆 外套管材料的选用情况, 论述了 快堆中中 子辐
照对铁素体/ 马氏体钢的微观结构和力学性能的 影响, 并介绍 了国产快 堆外套 管材料 铁素体/ 马氏体 钢