铅铋冷快堆燃料与结构材料的选择及主要问题(2019)
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无人控制
感谢喻宏教授提供素材
什么是铅铋合金？
冷却剂：铅铋合金，lead bismuth eutectic(LBE) Pb: 44.5 wt.% Bi: 55.5wt.%
LBE的相图（Pb-55.5Bi）
铅铋合金的优点
☺ 好的中子学性能，能够发生散裂反应，在相同的质子束功 率下，可获得比固态钨靶更高中子通量密度
• 奥氏体 • FM
450℃ 3000h T91
奥氏体不锈钢
450℃ 6000h CN1515
LBE的氧含量为10-8 ~10-6 wt.%
奥氏体 • 氧பைடு நூலகம்物仅剩内层，失
去保护作用； • 观察到Ni溶解与少量
铅铋侵入。
FM • T91钢的氧化层具有保
护作用，没有观察到 铅或铋的侵入
450oC 6000小时
Long Bin, China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
结构材料的性能之二
FM钢的低温脆性
9Cr和12Cr的选择
铁素体-马氏体 不锈钢的韧脆转变温度（DBTT）
材料韧脆转变温度（DBTT） 与Cr含量的关系
结构材料的性能之三
氧化铝层
氧化铝层
• 在高温下， 虽然表面覆 盖氧化铝层， 但仍发现铅 的侵入
FM-Al-RE合金在 550oC铅腐蚀19000 h
FM-Al-RE合金 在 750oC铅腐蚀1800 h
引自：Peter Dömstedt, Mats Lundberg and Peter Szakalos Corrosion Studies of Low-Alloyed FeCrAl Steels in Liquid Lead at 750 oC, Oxidation of Metals (2019)
SIMP钢
T91钢
SIMP钢与 T91钢在 600 oC的静态饱和氧 LBE腐蚀1000 h的截面形貌
• 少量的 Si显著降低材料的氧化速率, 从而提高其抗氧化性； • SIMP钢中含有 1.22%Si, Si 优先氧化为 SiO2, 然后与 FeO反应生成 Fe2SiO4； • 氧化膜和基体之间形成一层连续的 Fe2SiO4, 将进一步阻止 Fe2+由基体向氧化膜扩
上端塞 压紧弹簧 上端隔热块 包壳 燃料区
可移动堆的堆芯布置
下端隔热块 金属绕丝 下端塞
燃料组件
操作头 外套管
堆芯支撑 LBE入口
结构材料的选择
燃料组件材料的选材标准
辐照效应
包壳材料
辐照肿胀 辐照引起的蠕变 辐照脆化
外套管材料
辐照肿胀 辐照引起的蠕变 辐照脆化
力学性能
拉伸强度 拉伸塑性 蠕变强度 蠕变塑性
铅铋冷快堆的应用背景-ADS系统 ADS系统原理和构成
铅铋合金（LBE）
铅铋合金冷却剂
强流质子加速器提供高能质子束，轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子 驱动次临界反应堆芯运行，将长寿命（万年以上）高放核废料嬗变成短寿命 （百年级）核废料，达到焚烧核废料中长寿命核素的目的
铅铋冷快堆的应用背景-LFR
T91钢 600oC
• 发生溶解腐蚀;
• 有铅铋侵入，但腐蚀深度较浅（1000h、3000h未发现）；
• 最大腐蚀深度为35μm
面扫描
T91-600oC-6000h
• 奥氏体不锈钢在LBE中使用温度不超过450oC； • FM T91不锈钢在LBE中使用温度不超过500oC
解决方法
• 加Si • 加Al
铅铋快堆的优点
铅铋快堆具有高安全、小型化、长寿命、高功率密度等特点。
高 安 全
➢ 运行在低压状态和相 对稳定的化学特性， 使其具备固有的非能 动安全特性
➢ 可实现完全自然循环 ➢ 铅铋沸点高，不会发
生传热恶化 ➢ 铅铋冷快堆堆芯的完
全融化的可能性非常 小 ➢ 非能动放射性包容
小 型 化
➢ 系统简化 ➢ 易实现池式
• 奥氏体 • FM
奥氏体不锈钢
500oC 550oC
• 奥氏体不锈钢 发生严重的Ni 溶解腐蚀，不 同位置腐蚀深 度差异很大。 溶解腐蚀导致 基体出现裂隙 和空洞，有铅 铋侵入；
• T91发生Fe、 Cr溶解和析出， 表面可见一层 富Cr层，未观 察到铅铋侵入 内部。
FM不锈钢
316Ti-550oC-6000h
☺ 更好地屏蔽 射线 ☺ LBE固化时较少的体积变化：
-可进行多次的“凝固－熔化”操作，反应堆设备和部件也不会受到变 形和损伤
铅在溶解时体积增大3.6%，而铋在溶解时体积却减少-3.3%， LBE溶解 时几乎没有变化： 0.3% 钠一般为2.65%
铅铋合金的缺点
高密度 (不锈钢部件和燃料组件浮起来） 不透明 （燃料组件操作时不可视） LBE与结构材料的相容性较差，尤其需要考虑燃料元件包
固定式C1型铅铋快堆
• 功率：15/3MW • 燃料：UO2或MOX • 冷却剂温度：340/485oC • 包壳温度：max540oC
铅及铅铋冷快堆技术面临的挑战
铅及铅铋冷快堆的发展离不开燃料技术、 材料性能、腐蚀控制等领域的进步。未来几年 （5年）中，在材料科学、系统设计、运行参 数等方面有望取得进步。在此时间框架内，一 些重要的试验活动和示范性工作正在计划和进 行中。
• 功率：45/20MW • 燃料：氮化物 • 冷却剂温度：420/560oC • 包壳温度：max650oC
三种核能系统采用的系统方法与解决方案，从设计与施工方面来看， 都具有许多共同点。
正在设计研发的铅铋冷快堆
原子能院紧紧抓住国家军民两用战略需求，聚焦固定和移动两 个型号系列，以示范项目为牵引，围绕型号初步设计，开展相 关关键技术研究
155MWth
(1971)
NS-645核潜艇巡航出现事故
首艘铅铋核潜艇（NS-645） 73MWth (1963)
Pb-Bi Exp facility (1951)
LBE氧浓度没有进行控制而导 致氧化物集聚引起了管道的堵
塞、材料腐蚀问题的出现
正在设计研发的铅铋冷快堆
GIF下设的铅冷快堆临时系统指导委员会（PSSC）给出的三 种铅冷快堆参考堆型
创新型核能系统-GIV 第四代反应堆
超临界水堆 (SCWR)
铅冷快中子反应堆 (LFR)
超高温堆 (VHTR)
气冷快中子反应堆 (GFR)
钠冷快中子反应堆 (SFR)
熔盐金属反应堆 (MSR)
铅铋冷快堆的应用背景-小型化LFR
上天
下海
空
深
间
海
电
电
站
站
致谢：喻宏教授提供资料
致谢：杨宏义教授提供资料
小型车载式移动电源
各种氧化物的Ellingham图
解决方法之一 新材料
FM钢+Al-FeCrAl 添加Al，形成比氧化铬更稳定的保护性Al2O3膜
瑞典应SELLAR堆的需求，研制的 Fe-10Cr-4Al-RE钢表现出良好的 抗铅腐蚀性能
• Fe-10Cr-4Al-RE • RE（活性元素）：Ti, Zr, Nb, Y • 减少辐照脆性和增加可焊性 • 在铅或铅铋中形成100nm的保护性的
流体套管
欧洲ELFR铅冷快堆
• 功率：1500/600MW • 燃料：MOX • 冷却剂温度：400/480oC • 包壳温度：max540oC
俄国BREST300铅冷快堆
• 功率：700/300MW • 燃料：氮化铀+氮化钚 • 冷却剂温度：420/540oC • 包壳温度：max650oC
美国SSTAR反应堆
料 的
俄国BREST300铅冷快堆
选 美国SSTAR反应堆 型
中国C1系列移动堆
MOX燃料 UN+PuC燃料 UN+PuC燃料 UO2&MOX燃料
问题
• 氮化物燃料研究不充 分，辐照数据不足 （国际）；
• MOX燃料尚处于研究 阶段，缺辐照数据 （国内）
燃料组件材料
➢ 包壳材料 ➢ 外套管材料
结构材料的选择
燃料的选择
Curtsy to Dr. Steven Van dyck of SCK CEN
Support Gas plenum
Lower reflectorinsulator
OD=5.40 ID=1.50
Fuel pellet
OD=5.40 ID=1.60
Cladding
OD=6.55 ID=5.60
奥氏体钢和FM钢在LBE中的腐蚀 LBE的氧含量为10-8 ~10-6 wt.%
10μm
• 奥氏体不锈钢 与T91表面均能 生成双层氧化 物，外层为 Fe3O4，内层为 铁铬尖晶石；
• 氧化层具有保 护作用，奥氏 体不锈钢基体 没有观察到Ni 溶解。
3000小时 450oC
450℃ 3000h CN1515
☺ 高的传热能力；水（0.62）氦气（0.144）钠（130）LBE（12.6） ☺ 高沸点(1725℃)、低熔点(125.5℃)：
-系统可以在低温、低压条件下运行，降低了系统实现的难度和高温高 压下运行所带来的安全风险；
-在堆运行温度下，LBE的饱和蒸汽压低，可缩减因铅铋蒸发与沉积所 引起的系统控制和维修等问题的数量；
Upper reflectorinsulator
OD=5.40 ID=1.50
Bottom-cap
Spring chamber
Spring
Top-cap
Ø 5.40
dclad
6.55
20
580
60
600
60 60 20
1400
MYRRHA的燃料元件设计，采用MOX燃料
din clad
dgap
燃 欧洲ELFR铅冷快堆
Fe-Cr-Ni-Al-RE合金 550oC LBE腐蚀1000 h (氧含量：110-6 wt.%）
不锈钢+Al的问题
• 含Al过量导致焊接性能下降； • 过量添加Al会导致脆性增加
解决方法之一 新材料
FM钢+Si-FeCrSi 添加Si，在基体和氧化铬之间形成一个保护膜，加强对
基体元素的溶解的阻碍作用
拉伸强度 拉伸塑性
腐蚀 其他
与LBE的相容性 与燃料的相容性 与裂变产物的相容性
与LBE的相容性
良好的加工性能 国际上较为成熟的使用经验 与可供选择的材料
结构材料的性能之一
辐照肿胀效应
材料辐照肿胀随辐照损伤剂量dpa的变化
20% c.w. 316 Ti 的肿胀 FFTF辐照，注量： 1.5x1023n/cm3
第二届核材料技术创新学术会议
2019年9月 上海
大会邀请报告
铅铋冷快堆燃料与结构材料的 选择及主要问题
龙 斌 秦 博 阮章顺 张金权 付晓刚 任丽霞 杨 文
中国原子能科学研究院 反应堆设计研究部反应堆材料中心
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
壳材料在液态LBE中的腐蚀 容易产生氧化物（如PbO）从而阻塞流道 Bi 活化会产生放射性同位素 210Po
液态铅铋合金
最早的铅铋合金冷却快堆
俄罗斯具有铅铋堆核动力水下运行经验
SVBR-100 陆上堆 （2017）
NS-705系列铅铋核潜艇（7艘） 155MWth (1976-1996)
NS-705铅铋核潜艇
一体化布置 ➢ 无中间回路
系统 ➢ 屏蔽设计可
以简化 ➢ 无复杂专设
安全系统
长 寿 命
➢ 堆芯寿 命5~10 满功率 年
➢ 反应堆 寿期 15~30 年 ……
机 动 性
➢ 巡航速度 高
➢ 提速快 ➢ 自然循环
可大幅降 低噪声源
多 功 能
➢ 核热供应模块 一体化设计
➢ 热电转换模块 ➢ 储电、供热等
能源供给模块 ➢ 海水淡化模块 ➢ 可实现少人或
奥氏体钢+Al-AFA （Alumina-Forming Austenitic steel）
北科大周张健教授：通过合金成分设计是合金获得比传统钢更为优异的 高温力学及蠕变性能，以及抗氧化和腐蚀性能 • 添加Nb:强化主要利用热稳定性更好的MX（NbC）, 尤其是NiAl及
Laves相，而非传统的碳化物（M23C6） • 添加的Al，形成比传统氧化铬具有更高稳定性的保护性Al2O3膜
-可排除严重事故、超设计基准事故情况下堆芯过热引起主回路增压、 沸腾和热爆炸的可能性
-由于排除了冷却剂气化，有可能防止失去冷却剂事故
铅铋合金的优点
☺ 低的热中子吸收截面 ☺化学活性小：
-消除了万一冷却剂泄漏到反应堆房间或因SG传热管断裂，液态金属水相互反应，发生火灾和爆炸的可能性。
-反应堆采用整体设计，允许非能动排除余热。即使失去其它所有的热 排出系统，仍然可用环绕容器的空气或水自然循环冷却反应堆容器，避 免堆芯极度过热使堆芯损坏。
304SS-500oC-1000h
T91-550oC-6000h
奥氏体不锈钢 600oC
• 奥氏体钢发生严重的Ni溶解腐蚀，铅铋侵入明显。腐蚀深度整体上随时间增加而增加
CN1515-600-1000h 80μm
CN1515-600-3000h 190μm
CN1515-600-6000h 234μm
感谢喻宏教授提供素材
什么是铅铋合金？
冷却剂：铅铋合金，lead bismuth eutectic(LBE) Pb: 44.5 wt.% Bi: 55.5wt.%
LBE的相图（Pb-55.5Bi）
铅铋合金的优点
☺ 好的中子学性能，能够发生散裂反应，在相同的质子束功 率下，可获得比固态钨靶更高中子通量密度
• 奥氏体 • FM
450℃ 3000h T91
奥氏体不锈钢
450℃ 6000h CN1515
LBE的氧含量为10-8 ~10-6 wt.%
奥氏体 • 氧பைடு நூலகம்物仅剩内层，失
去保护作用； • 观察到Ni溶解与少量
铅铋侵入。
FM • T91钢的氧化层具有保
护作用，没有观察到 铅或铋的侵入
450oC 6000小时
Long Bin, China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
结构材料的性能之二
FM钢的低温脆性
9Cr和12Cr的选择
铁素体-马氏体 不锈钢的韧脆转变温度（DBTT）
材料韧脆转变温度（DBTT） 与Cr含量的关系
结构材料的性能之三
氧化铝层
氧化铝层
• 在高温下， 虽然表面覆 盖氧化铝层， 但仍发现铅 的侵入
FM-Al-RE合金在 550oC铅腐蚀19000 h
FM-Al-RE合金 在 750oC铅腐蚀1800 h
引自：Peter Dömstedt, Mats Lundberg and Peter Szakalos Corrosion Studies of Low-Alloyed FeCrAl Steels in Liquid Lead at 750 oC, Oxidation of Metals (2019)
SIMP钢
T91钢
SIMP钢与 T91钢在 600 oC的静态饱和氧 LBE腐蚀1000 h的截面形貌
• 少量的 Si显著降低材料的氧化速率, 从而提高其抗氧化性； • SIMP钢中含有 1.22%Si, Si 优先氧化为 SiO2, 然后与 FeO反应生成 Fe2SiO4； • 氧化膜和基体之间形成一层连续的 Fe2SiO4, 将进一步阻止 Fe2+由基体向氧化膜扩
上端塞 压紧弹簧 上端隔热块 包壳 燃料区
可移动堆的堆芯布置
下端隔热块 金属绕丝 下端塞
燃料组件
操作头 外套管
堆芯支撑 LBE入口
结构材料的选择
燃料组件材料的选材标准
辐照效应
包壳材料
辐照肿胀 辐照引起的蠕变 辐照脆化
外套管材料
辐照肿胀 辐照引起的蠕变 辐照脆化
力学性能
拉伸强度 拉伸塑性 蠕变强度 蠕变塑性
铅铋冷快堆的应用背景-ADS系统 ADS系统原理和构成
铅铋合金（LBE）
铅铋合金冷却剂
强流质子加速器提供高能质子束，轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子 驱动次临界反应堆芯运行，将长寿命（万年以上）高放核废料嬗变成短寿命 （百年级）核废料，达到焚烧核废料中长寿命核素的目的
铅铋冷快堆的应用背景-LFR
T91钢 600oC
• 发生溶解腐蚀;
• 有铅铋侵入，但腐蚀深度较浅（1000h、3000h未发现）；
• 最大腐蚀深度为35μm
面扫描
T91-600oC-6000h
• 奥氏体不锈钢在LBE中使用温度不超过450oC； • FM T91不锈钢在LBE中使用温度不超过500oC
解决方法
• 加Si • 加Al
铅铋快堆的优点
铅铋快堆具有高安全、小型化、长寿命、高功率密度等特点。
高 安 全
➢ 运行在低压状态和相 对稳定的化学特性， 使其具备固有的非能 动安全特性
➢ 可实现完全自然循环 ➢ 铅铋沸点高，不会发
生传热恶化 ➢ 铅铋冷快堆堆芯的完
全融化的可能性非常 小 ➢ 非能动放射性包容
小 型 化
➢ 系统简化 ➢ 易实现池式
• 奥氏体 • FM
奥氏体不锈钢
500oC 550oC
• 奥氏体不锈钢 发生严重的Ni 溶解腐蚀，不 同位置腐蚀深 度差异很大。 溶解腐蚀导致 基体出现裂隙 和空洞，有铅 铋侵入；
• T91发生Fe、 Cr溶解和析出， 表面可见一层 富Cr层，未观 察到铅铋侵入 内部。
FM不锈钢
316Ti-550oC-6000h
☺ 更好地屏蔽 射线 ☺ LBE固化时较少的体积变化：
-可进行多次的“凝固－熔化”操作，反应堆设备和部件也不会受到变 形和损伤
铅在溶解时体积增大3.6%，而铋在溶解时体积却减少-3.3%， LBE溶解 时几乎没有变化： 0.3% 钠一般为2.65%
铅铋合金的缺点
高密度 (不锈钢部件和燃料组件浮起来） 不透明 （燃料组件操作时不可视） LBE与结构材料的相容性较差，尤其需要考虑燃料元件包
固定式C1型铅铋快堆
• 功率：15/3MW • 燃料：UO2或MOX • 冷却剂温度：340/485oC • 包壳温度：max540oC
铅及铅铋冷快堆技术面临的挑战
铅及铅铋冷快堆的发展离不开燃料技术、 材料性能、腐蚀控制等领域的进步。未来几年 （5年）中，在材料科学、系统设计、运行参 数等方面有望取得进步。在此时间框架内，一 些重要的试验活动和示范性工作正在计划和进 行中。
• 功率：45/20MW • 燃料：氮化物 • 冷却剂温度：420/560oC • 包壳温度：max650oC
三种核能系统采用的系统方法与解决方案，从设计与施工方面来看， 都具有许多共同点。
正在设计研发的铅铋冷快堆
原子能院紧紧抓住国家军民两用战略需求，聚焦固定和移动两 个型号系列，以示范项目为牵引，围绕型号初步设计，开展相 关关键技术研究
155MWth
(1971)
NS-645核潜艇巡航出现事故
首艘铅铋核潜艇（NS-645） 73MWth (1963)
Pb-Bi Exp facility (1951)
LBE氧浓度没有进行控制而导 致氧化物集聚引起了管道的堵
塞、材料腐蚀问题的出现
正在设计研发的铅铋冷快堆
GIF下设的铅冷快堆临时系统指导委员会（PSSC）给出的三 种铅冷快堆参考堆型
创新型核能系统-GIV 第四代反应堆
超临界水堆 (SCWR)
铅冷快中子反应堆 (LFR)
超高温堆 (VHTR)
气冷快中子反应堆 (GFR)
钠冷快中子反应堆 (SFR)
熔盐金属反应堆 (MSR)
铅铋冷快堆的应用背景-小型化LFR
上天
下海
空
深
间
海
电
电
站
站
致谢：喻宏教授提供资料
致谢：杨宏义教授提供资料
小型车载式移动电源
各种氧化物的Ellingham图
解决方法之一 新材料
FM钢+Al-FeCrAl 添加Al，形成比氧化铬更稳定的保护性Al2O3膜
瑞典应SELLAR堆的需求，研制的 Fe-10Cr-4Al-RE钢表现出良好的 抗铅腐蚀性能
• Fe-10Cr-4Al-RE • RE（活性元素）：Ti, Zr, Nb, Y • 减少辐照脆性和增加可焊性 • 在铅或铅铋中形成100nm的保护性的
流体套管
欧洲ELFR铅冷快堆
• 功率：1500/600MW • 燃料：MOX • 冷却剂温度：400/480oC • 包壳温度：max540oC
俄国BREST300铅冷快堆
• 功率：700/300MW • 燃料：氮化铀+氮化钚 • 冷却剂温度：420/540oC • 包壳温度：max650oC
美国SSTAR反应堆
料 的
俄国BREST300铅冷快堆
选 美国SSTAR反应堆 型
中国C1系列移动堆
MOX燃料 UN+PuC燃料 UN+PuC燃料 UO2&MOX燃料
问题
• 氮化物燃料研究不充 分，辐照数据不足 （国际）；
• MOX燃料尚处于研究 阶段，缺辐照数据 （国内）
燃料组件材料
➢ 包壳材料 ➢ 外套管材料
结构材料的选择
燃料的选择
Curtsy to Dr. Steven Van dyck of SCK CEN
Support Gas plenum
Lower reflectorinsulator
OD=5.40 ID=1.50
Fuel pellet
OD=5.40 ID=1.60
Cladding
OD=6.55 ID=5.60
奥氏体钢和FM钢在LBE中的腐蚀 LBE的氧含量为10-8 ~10-6 wt.%
10μm
• 奥氏体不锈钢 与T91表面均能 生成双层氧化 物，外层为 Fe3O4，内层为 铁铬尖晶石；
• 氧化层具有保 护作用，奥氏 体不锈钢基体 没有观察到Ni 溶解。
3000小时 450oC
450℃ 3000h CN1515
☺ 高的传热能力；水（0.62）氦气（0.144）钠（130）LBE（12.6） ☺ 高沸点(1725℃)、低熔点(125.5℃)：
-系统可以在低温、低压条件下运行，降低了系统实现的难度和高温高 压下运行所带来的安全风险；
-在堆运行温度下，LBE的饱和蒸汽压低，可缩减因铅铋蒸发与沉积所 引起的系统控制和维修等问题的数量；
Upper reflectorinsulator
OD=5.40 ID=1.50
Bottom-cap
Spring chamber
Spring
Top-cap
Ø 5.40
dclad
6.55
20
580
60
600
60 60 20
1400
MYRRHA的燃料元件设计，采用MOX燃料
din clad
dgap
燃 欧洲ELFR铅冷快堆
Fe-Cr-Ni-Al-RE合金 550oC LBE腐蚀1000 h (氧含量：110-6 wt.%）
不锈钢+Al的问题
• 含Al过量导致焊接性能下降； • 过量添加Al会导致脆性增加
解决方法之一 新材料
FM钢+Si-FeCrSi 添加Si，在基体和氧化铬之间形成一个保护膜，加强对
基体元素的溶解的阻碍作用
拉伸强度 拉伸塑性
腐蚀 其他
与LBE的相容性 与燃料的相容性 与裂变产物的相容性
与LBE的相容性
良好的加工性能 国际上较为成熟的使用经验 与可供选择的材料
结构材料的性能之一
辐照肿胀效应
材料辐照肿胀随辐照损伤剂量dpa的变化
20% c.w. 316 Ti 的肿胀 FFTF辐照，注量： 1.5x1023n/cm3
第二届核材料技术创新学术会议
2019年9月 上海
大会邀请报告
铅铋冷快堆燃料与结构材料的 选择及主要问题
龙 斌 秦 博 阮章顺 张金权 付晓刚 任丽霞 杨 文
中国原子能科学研究院 反应堆设计研究部反应堆材料中心
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
壳材料在液态LBE中的腐蚀 容易产生氧化物（如PbO）从而阻塞流道 Bi 活化会产生放射性同位素 210Po
液态铅铋合金
最早的铅铋合金冷却快堆
俄罗斯具有铅铋堆核动力水下运行经验
SVBR-100 陆上堆 （2017）
NS-705系列铅铋核潜艇（7艘） 155MWth (1976-1996)
NS-705铅铋核潜艇
一体化布置 ➢ 无中间回路
系统 ➢ 屏蔽设计可
以简化 ➢ 无复杂专设
安全系统
长 寿 命
➢ 堆芯寿 命5~10 满功率 年
➢ 反应堆 寿期 15~30 年 ……
机 动 性
➢ 巡航速度 高
➢ 提速快 ➢ 自然循环
可大幅降 低噪声源
多 功 能
➢ 核热供应模块 一体化设计
➢ 热电转换模块 ➢ 储电、供热等
能源供给模块 ➢ 海水淡化模块 ➢ 可实现少人或
奥氏体钢+Al-AFA （Alumina-Forming Austenitic steel）
北科大周张健教授：通过合金成分设计是合金获得比传统钢更为优异的 高温力学及蠕变性能，以及抗氧化和腐蚀性能 • 添加Nb:强化主要利用热稳定性更好的MX（NbC）, 尤其是NiAl及
Laves相，而非传统的碳化物（M23C6） • 添加的Al，形成比传统氧化铬具有更高稳定性的保护性Al2O3膜
-可排除严重事故、超设计基准事故情况下堆芯过热引起主回路增压、 沸腾和热爆炸的可能性
-由于排除了冷却剂气化，有可能防止失去冷却剂事故
铅铋合金的优点
☺ 低的热中子吸收截面 ☺化学活性小：
-消除了万一冷却剂泄漏到反应堆房间或因SG传热管断裂，液态金属水相互反应，发生火灾和爆炸的可能性。
-反应堆采用整体设计，允许非能动排除余热。即使失去其它所有的热 排出系统，仍然可用环绕容器的空气或水自然循环冷却反应堆容器，避 免堆芯极度过热使堆芯损坏。
304SS-500oC-1000h
T91-550oC-6000h
奥氏体不锈钢 600oC
• 奥氏体钢发生严重的Ni溶解腐蚀，铅铋侵入明显。腐蚀深度整体上随时间增加而增加
CN1515-600-1000h 80μm
CN1515-600-3000h 190μm
CN1515-600-6000h 234μm