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SIMP系列耐热钢组织结构与热处理制度的研究(2)

时间:2018-04-22 19:50来源:毕业论文
结论40 致谢41 参考 文献 42 1 绪论 1.1 核电的发展 自1951 年 12月美国实验增殖堆 1 号(EBR-1)首次利用核能发电以来,世界核电迄今为止已有60 多年的发展历


结论40
致谢41
参考文献42
1 绪论
1.1 核电的发展
自1951 年 12月美国实验增殖堆 1 号(EBR-1)首次利用核能发电以来,世界核电迄今为止已有60 多年的发展历史[1]。核电具有清洁、经济、可靠等优点,
是可大规模持续供应的重要能源。截止到 2005 年年底,全世界核电运行机组共有 440 多台, 其发电量约占世界发电总量的16%[1]
。 根据国家中长期规划, 至 2020
年,我国核电的总装机容量将达到 36~40GW,占总发电量的 4~6%,至 2050 年将达 240GW,占总发电量的 20%[2]
。由此可见,核电的发展前景十分可观。
核废料是核电系统的两大难题之一。为了解决该难题,国际上提出了加速器
驱动次临界系统(ADS=Accelerator Driven System)的构想。其工作原理是利
用加速器加速后的质子流轰击靶材产生的高通量中子流作为中子源, 注入次临界
堆中,使核废物嬗变成短寿命的核素并释放出大量能量。
1.2 ADS 候选材料马氏体耐热钢的性能要求
加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Subcritical)主要由高能质
子加速器、靶材和铅铋冷却次临界反应堆构成。在已有核能系统的基础上,ADS
系统在靶材料方面进行了新的设计,即用液态Pb-BI(45%Pb-55%Bi)合金替换
普通靶材。 因而 ADS 系统结构材料不仅需具备传统核能系统结构材料所具备的耐
高温、抗高通量中子辐照的性能,还需同时具备优异的抗液态金属腐蚀的性能。
目前还没有一种可以同时满足这种性能要求的理想材料, 设计同时具有三种性能
的铁素体系结构材料是本课题研究所面临的一个巨大挑战。针对该领域,国际上
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很多国家已经开展了研究,并对候选材料进行了初步选择,如欧洲和美国在研究
ADS 相关系统时,对于高负载部分,选用T91、HT9 马氏体钢,对于容器及其内
部结构件,则选用316L 奥氏体钢[3]。国际上着力于研究9~12%Cr 马氏体耐热钢作为 ADS系统候选结构材料[4]。
因此ADS 候选马氏体耐热钢应当具备以下性能:
1.抗辐射。能抗辐照肿胀、抗辐照脆化;2.低活化。中子半衰期短、活化截面小、吸收界面小;
3. 耐腐蚀。耐(液态金属、压水、氦气、熔盐等介质)的腐蚀、抗高温氧化等;
4. 力学性能优异。在高温应力条件下强度较高、韧塑性较好以及蠕变持久性能良好;
5. 加工性能良好。具有良好冶炼、加工、焊接等性能;
6. 成本低。
1.3 铁素体/马氏体耐热钢的发展
铁素体/马氏体耐热钢的发展历程如图 1.1 所示[5]
。其典型的化学成分如表
1.1 所示[5,6,7,8,9,10]
。 铁素体/马氏体耐热钢中主要含Cr、Mo、W、V、Nb、Ta、B、
Co 等合金元素。目前,世界上广泛研究的就是 2.25%Cr、9%Cr 和 12%Cr 这三个
系列的铁素体/马氏体耐热钢, 因为它们相比于其他系列的铁素体/马氏体耐热钢
具有更高的耐腐蚀性能和高温蠕变性能[11,12]
。9~12%Cr 系列马氏体耐热钢的发展实质主要是提高其持久强度,图 1.1 概
括了铁素体/马氏体耐热钢持久强度逐渐增高的发展历程[5]。第一阶段是通过增
强析出强化的效果来提高持久强度,主要方法是引入微合金化元素V、Nb 等形成
微细碳化物、碳氮化物,该措施使得蠕变断裂强度(或持久强度) (600℃/105h)
提高至100MPa;第二阶段通过增强固溶强化的效果来实现,措施是降Mo 增 W 或用 W 替代 Mo,该措施使得持久强度增至 140MPa;第三阶段是在增加强固溶强化
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元素 W 的同时添加 Co、B,该措施使得铁素体/马氏体耐热钢的持久强度增至 SIMP系列耐热钢组织结构与热处理制度的研究(2):http://www.lwfree.cn/cailiao/20180422/13859.html
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