摘要：铅铋共晶(lead-bismutheutectic,LBE)合金具有化学活性低、热特性杰出、耐辐照等优异特性,在核领域具有广泛的应用前景,是第4代核能系统铅冷快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)冷却剂的首选材料。然而,高温、高流速、高密度的液态LBE会对核电材料造成严重腐蚀,威胁其服役安全。因此,全面认识与分析应用LBE所面临的挑战,对于解决LBE与结构材料相容性的关键科学和实际工程问题,以及核能的可持续发展具有重要意义。简介了LBE冷却剂的特点,系统地论述了近年来关于LBE腐蚀机理、影响因素的研究现状,针对目前的控制溶解氧气浓度、结构材料设计和腐蚀防护涂层这3种主要解决方案的基本原理、防护机制及国内外最新研究进展进行了较为全面地分析。最后,总结了目前研究中存在的主要问题与不足,并展望了未来发展前景。

摘要：基于第四代核能系统的发展和需求,铅冷快中子反应堆(Lead-cooled fast reactor,LFR)是下一步优先发展的6种主要堆型之一.铅冷快堆以液态纯铅(Lead)或铅铋共晶合金(Lead-bismuth eutectic,LBE)作为冷却剂,然而在高温、高流速条件下,LBE与结构材料的冲刷腐蚀磨损严重限制了其工程应用.本文以P91钢为研究对象,在相对流速为5 m·s^(−1),温度分别为350℃和450℃,不进行控氧处理的LBE中进行了3000 h的动态测试.研究发现,350℃时P91钢表面生成的氧化层为多层结构:从外到内分别为疏松的Fe_(3)O_(4)层、Fe–Cr尖晶石层、内氧化区(Internal oxidation zone,IOZ),合金表面氧化层经历了“生成—剥落—再生成”的动态平衡过程.当介质温度为450℃时,试样表面氧化腐蚀现象更加严重,但是不同冲击迎角区域的试样表面腐蚀特征有较大差异.试样表面损伤的严重程度排序为:30°>90°>−90°.30°迎角区域氧化层完全剥落,且LBE渗透入基体;90°迎角区域部分氧化层剥落,内部基体未受到LBE侵蚀;−90°迎角区域氧化层结构保持完整.本文分析了P91钢在高流速(5 m·s^(−1))LBE中的冲蚀行为,阐明了合金氧化层的生成和剥落机制,可以为我国第四代核反应堆LFR结构或包壳材料研发及其在LBE中腐蚀机制研究提供一定实验数据与参考.

摘要：由于铅铋共晶合金(LBE)对结构材料具有较强的腐蚀性,为了防止PbO的析出和形成一层稳定的Fe3O4保护层,LBE中的氧需要控制在一个特定的范围内。本研究基于气相氧控的原理,设计和构建了铅铋合金气相氧控静态高温试验装置,用于铅铋合金气相氧控技术研究。初步实验结果显示:氧传感器电动势随着LBE覆盖气体中H2/H2O比(体积比)的增大而升高且响应快速,表明LBE中氧的含量逐渐降低;对特定的H2/H2O比,LBE中氧含量能够稳定在一个特定的范围。因此,通过控制和调节LBE覆盖气体中H2/H2O比可以实现将LBE中的氧含量控制在一个特定的范围。该技术有望应用于铅铋合金与结构材料的相容性实验中,以及在液态铅铋动态回路中用于铅铋合金中氧含量的控制。

摘要：在采用液态铅铋合金(Lead Bismuth Eutectic,LBE)冷却的未来先进核能系统中,合理控制LBE中的溶解氧浓度可以有效抑制结构材料的腐蚀,用于测量氧浓度的传感器尤为重要。目前已有的Bi/Bi2O3型、Pt/air型等铅铋合金氧传感器受参比电极限制,或测量温区有限、或结构稳定性较差,需要通过筛选新的参比电极以解决这些问题。本文以采用Cu/Cu2O参比电极的LBE氧传感器为研究对象,针对该类参比电极的适用温区、测量稳定性、响应特性及准确性进行了评价。结果表明:采用Cu/Cu2O参比电极的LBE氧传感器可实现在225~500℃温区下的氧浓度测量,信号稳定,响应速度较慢,装有不同Cu:Cu2O成分配比参比电极的氧传感器测量信号校正后误差均小于3.2%。

摘要：液态铅铋介质中结构材料(如奥氏体不锈钢)的腐蚀现象会直接影响核反应堆系统的服役寿命和运行安全。本文采用第一性原理和分子动力学计算方法研究了奥氏体不锈钢(AS钢)在铅铋介质(PbBi)中的腐蚀特性。研究结果表明腐蚀过程中空位和溶解氧对奥氏体不锈钢/铅铋介质界面的稳定性和结合强度具有显著降低影响。