中国钠冷快堆材料研发体系的研究

钢铁研究学报, 2014, 26(9): 1-6. doi: 10.13228/j.boyuan.issn1001-0963.20130275

中国钠冷快堆材料研发体系的研究

王琦安 ^1, , 龙斌 ^2, , 王西涛 ^3, , 方玉诚 ^4, , 张东辉 ^5, , 周培德 ^6,

1.中华人民共和国科学技术部高技术研究发展中心,北京100044

2.中国原子能科学研究院国家能源快堆工程研发(实验)中心,北京102413

3.北京科技大学钢铁共性技术协同创新中心,北京100083

4.烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司,山东烟台264000

5.中国原子能科学研究院国家能源快堆工程研发(实验)中心,北京102413

6.中国原子能科学研究院国家能源快堆工程研发(实验)中心,北京102413

关键词：钠冷快堆 , 材料 , 研发 , 技术路线图

Study on Research and Development System of Materials for Sodium-Cooled Fast Reactor Technology

Keywords： sodium-cooled fast reactor , material , research and development , technology roadmap

钠冷快中子反应堆(SFR,简称快堆)是中国发展第4代先进核能系统的主力堆型,也是中国核能技术实现闭式燃料循环和可持续发展的重要战略选择.目前快堆大部分关键结构部件均采用国外进口材料,成为严重制约中国快堆事业发展的瓶颈.根据中国钠冷快堆技术工程化与商业化发展的总体布局,分析了当前快堆材料的实际发展状况和所面临的核心问题,探讨了快堆材料研发的重点任务,并提出了快堆材料研发体系建设的基本思路及应对措施.同时,拟定了解决相应问题的快堆材料技术发展路线图,以期为中国钠冷快堆技术的发展提供支撑和借鉴.

参考文献

[1]	叶奇蓁.中国核电发展战略研究[J].电网与清洁能源,2010(01):3-8.
[2]	张东辉 .示范快堆重大专项[R].,2009.
[3]	Long B;Tavassoli F;Raj B et al.IAEA Working Material on Benchmarking of Advanced Materials Pre-Selected for Innovative Nuclear Reactors[R].Vienna:[s.n.],2010.
[4]	龙斌 .IAEA创新型核能系统预选先进材料基准专家顾问会议(CM)总结报告[R].,2010.
[5]	Raj B;Mannan S L;Rao P R V et al.Development of Fuels and Structural Materials for Fast Breeder Reactors[J].Sadhana,2002,27(05):527.
[6]	Ashurko Y;Astegiano J C;Badulescu A et al.Liquid Metal Cooled Reactors:Experience in Design and Operation[R].[S.1.]:IAEA,2007.
[7]	Porter D L;Garner F A .Irradiation Creep and Embrittlement Behavior of AISI316 Stainless Steel at Very High Neutron Fluence[J].Journal of Nuclear Materials,1988,159:114.
[8]	Seran J L;Levy V;Dubusisson P.Behavior Under Neutron Irradiation of the 15-15Ti and EM10 Steels Used as Standard Materials of the Phenix Fuel Subassembly[A].Philadelphia:ASTM STP,1992:1125.
[9]	Russel K C .Phase Stability Under Irradiation[J].Prog Mater Sci,1984,28(3-4):229.
[10]	Maziasz P J .Overview of Microstructural Evolution in Neutron Irradiated Austenitic Stainless Steels[J].J Nucl Mater,1984,205:118.
[11]	Ukai S.;Fujiwara M. .Perspective of ODS alloys application in nuclear environments[J].Journal of Nuclear Materials: Materials Aspects of Fission and Fusion,2002(Pt.a):749-757.
[12]	Mathew M D;Latha S;Rao K B S.Weld Strength Reduction and Creep Fracture in Nitrogen Alloyed 316 Stainless Steel Weldments[A].PA,USA:DEStech Publications Inc,2005:806.
[13]	King R T.Alternate Structural Materials for Liquid Metal Fast Breeder Reactors[A].New York:ASME,1975:375.
[14]	High-Chromium Ferritic and Martensitic Steels for Nuclear Applications[S].Pennsylvania:ASTM,2001.
[15]	Cabrillat M T;Reytier M;Sauzay M.Studies on Mechanical Behavior of Mod 9Cr-1Mo Steel[A].Beijing:[s.n.],2004:22.

上一张下一张

计量

下载量()
访问量()

作者相关

文章评分

您的评分：
1

0%
2

0%
3

0%
4

0%
5

0%

材料期刊网

中国钠冷快堆材料研发体系的研究

Study on Research and Development System of Materials for Sodium-Cooled Fast Reactor Technology

参考文献