CN110306098A - 一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺 - Google Patents

一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆300‑400度传热用液态金属及其控氧活度工艺。按重量百分比计,其中合金组成为Cu:0.4‑0.8wt.%,Bi:5.0‑10.0wt.%,Zn:4.0‑8.0wt.%,In:2.0‑4.0wt.%,Cd:10.0‑20.0wt.%,Ga:4.0‑6.0wt.%,Pb:30.0‑40.0wt.%,余量为锡；其中控制氧活度的氧化物组成为PbO:20.0‑25.0wt.%,AgO:1.0‑4.0wt.%,In2O3:1.0‑3.0wt.%,Bi2O3:10.0‑15.0wt.%,MgO:10.0‑20.0wt.%,余量为Fe2O3。该方案用于核电领域的液态金属及管道设计时，不仅装备简单，施工费用低，而且传热性能好。在300‑400度的工作温度下，该结构（液态金属+控氧模块+不锈钢管道）可以使用10年而不用进行大修替换。

Description

一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺
技术领域
本发明涉及合金技术领域，具体地说，涉及一种锡合金。
背景技术
随着工业技术的快速发展，对能源的需求越来越旺盛。但是，我国传统上是以煤炭为主的能源结构带来了严重的空气污染。从根本上降低我国的空气污染就必须降低燃煤在一次能源中的比重和使用份额。可以预计，未来绿色能源要占据更高的比例，这为今后从根本上解决空气污染，缓解未来的气候变化发挥了重要的作用。核能分为两种：裂变能和聚变能。目前而言，可控的聚变能处于研究的阶段，商业运转的核能项目都是以裂变为基础的。一个国家的国防力量和国民经济水平和可以从核能的利用得到衡量。在能源日趋匮乏的现代，核电将成为最主要的清洁，高效，可靠的能源。因而，和平开发核能为各国所重视。
核反应堆在正常工作过程中放出的热量，其中一部分要通过传热介质的方式传递到热机端转变为机械能，而剩下的热能将以废热的形式排放掉。因此，将热能从反应堆传递到能够对外做工的热机部分，是保证核反应堆正常工作的前提，也是核反应堆工作期间要重点维护的工作部分。也就是说，核反应所释放的热量，不仅要通过传热系统传递到做工的系统，剩余的余热也要能够正常的排放出系统，形成自然的循环。如果所使用的传热介质传热能力不足，就会导致堆内的温度和压力升高。经过较长时间后，堆内冷却剂就会沸腾，压力也会超过安全值，最终威胁到反应堆的安全。
目前，由于核发电在国民经济中的作用越来越突出，使得核反应堆的传热问题越来越受到重视。但是在比较高的温度下，液态金属对不锈钢管道显示出了强烈的腐蚀作用。因而，在开发与应用液态金属作为传热材料时遇到了严重的问题。经验表明，不锈钢中的多种合金元素可以在液态金属中溶解，而且溶解效应会随着温度的升高而急剧的增大。尽管降低核反应堆的温度就能延长不锈钢的使用寿命，但是这是以牺牲核电厂的热效率为代价的。热机对热的转换效率是与热端的温度成正比的。从核电站的经济角度为出发点，低温运行的核反应堆不是最佳的工程方案。
由于核反应堆发电在国民经济中的作用越来越明显，使得核反应堆的传热问题越来越受到重视。在世界范围内，欧美等国家已经投入了大量的人力和物力进行深入研究和产业化。但是令人感到遗憾的是，液态金属传热材料在不锈钢管道中的腐蚀和溶解问题一直没有得到很好的解决。本专利从材料学的角度出发，提出了一种核反应堆用控氧型的液态金属，用以解决高温下液态金属在不锈钢管道内的化学相容性问题。
发明内容
本发明目的在于克服现有技术的不足，提供一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺。该材料在用于核电领域的不锈钢传热管道时，在电磁泵的驱动下可以有效的降低不锈钢在液态金属下的腐蚀。该设计方法不仅结构简单，传热效果突出，且可以大大的提升相关设备的使用寿命。
为了实现上述目的，本发明采用如下技术方案：
一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺。按重量百分比计,其中合金组成为Cu:0.4-0.8wt.%,Bi:5.0-10.0wt.%,Zn:4.0-8.0wt.%,In:2.0-4.0wt.%,Cd:10.0-20.0wt.%,Ga:4.0-6.0wt.%,Pb:30.0-40.0wt.%,余量为锡；其中控制氧活度的氧化物组成为PbO:20.0-25.0wt.%,AgO:1.0-4.0wt.%,In2O3:1.0-3.0wt.%,Bi2O3:10.0-15.0wt.%,MgO:10.0-20.0wt.%,余量为Fe2O3。
上述一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺，包括如下的加工和使用步骤：（a）将合金按照所需的成分配置后，放入感应炉内进行熔炼，并采用石墨坩埚进行氩气保护下的熔炼；在200-300度保温10分钟利用电磁搅拌充分将合金熔体搅拌均匀后，待冷却后把熔化好的合金熔液表面的浮渣去除并倒入容器保存；（b）将氧化物按照配比采用球磨的方法混合均匀，其中各种氧化物的颗粒大小保持在10-20微米。然后在模具中施加200-250MPa左右的压力将这些混合均匀的粉末压成直径10-20mm，高度30-50mm的柱状物。(c)在制备散热管道时，氧化物的使用量要占液态金属重量比的5-8wt.%。
与现有技术相比，本发明具有如下有益效果：
（1）在核反应堆的传热系统中，工作模式如图1所示。其中包括了核反应堆的发热部件，液态金属的传热部件，热机的热功转换部件和余热的外排部件。其中液态金属在不锈钢的管道中在电磁泵的驱动下进行高速流动。由于液态金属的传热系数大，可以高效的将核反应堆的产生的热量导出反应堆核心部件。但是令人感到遗憾的是，液态金属由于在管道内不停的冲刷管壁，造成对管道材料的化学交互作用。不仅使得管道材料溶解在液态金属中，还会生成金属间化合物而脱落管道。也就是说，在使用一段时间后，由于液态金属的冲蚀作用而使得管道开裂，最终造成传热系统的失效。本专利提出了一种基于控制液态金属中的氧浓度的办法来降低不锈钢的腐蚀，从而将腐蚀和溶解控制在最低的限度，确保核反应堆在使用寿命内的安全运行。
（2）国外的研究结果表明，可以在不锈钢管道上涂覆一层石墨或者某些陶瓷涂层（例如氧化铝，氮化硅等）来隔绝不锈钢材料与液态金属的直接接触。但是在大型的装置中这种方法生产成本高。同时，镀层的表面也会产生细小的裂纹，在使用时导致液态金属的渗入而加速了腐蚀的产生。在液态金属与不锈钢的物理交互作用（溶解）和化学交互作用（生成新相）的过程中，氧浓度是影响不锈钢腐蚀速度的重要因素。通过动态的控制流动系统液态金属中的溶解氧浓度，便能促进不锈钢表面保护膜的生成。在不锈钢的管道上生成一层保护性氧化层。该层属于致密性的保护层，且不会在液态金属中溶解。因而，在该保护层工作模式下，便可以最大限度的延长整个传热管道的寿命，进而解决核电领域的难题。
（3）本专利的工作原理如图2所示，也就是一个控氧模块。用以安放在液态金属的管道之中。当液态金属在电磁泵的驱动下在该控氧模块中通过时，氧化物会发生溶解，从而使得液态金属中的氧溶解度增大。同时，当该液态金属在不锈钢管道中流动时，由于液态金属中的氧浓度大于不锈钢表面生成的氧化物的氧浓度，因而不锈钢表面会生成一层致密的氧化膜，形成了对液态金属和不锈钢内部组织的隔绝作用。值得指出的是，该控氧模块内液态金属的流动速度由于和主管道进行了串联，因而内部的液态金属的流动速度受到了主管道中电磁泵的控制。当在300-400度的工作温度下，当液态金属流经控氧模块时，液态金属可以与其中的氧化物形成溶解平衡，从而为不锈钢内表面的氧化奠定了热力学的基础。
（4）本专利申请保护的氧化物类型和组成具有非常突出的热力学特点。这些氧化物的氧活度高，因而溶解速度快。也就是说管道中的液态金属在电磁泵的驱动下就可以通过与氧化物的充分接触而发生饱和性或者接近饱和性溶解。能够形成氧化物和液态金属的相平衡，从而控制了液态金属中氧活度和不锈钢表面生成的氧化物的稳定性。如果以10年为设计寿命而言，本专利申请保护的氧化物和液态金属成分在工作寿命内溶解的部分只占整个氧化物重量的5-8wt.%。在常见的管道的流动速度下，采用该液态金属和不锈钢体系的传热系统在使用10年后没有发生明显的腐蚀现象。可见，在300-400度的工作温度下，该结构（液态金属+控氧模块+不锈钢管道）可以使用10年而不用进行大修替换。
（5）该液态金属的熔点为40-60度，因而在核反应堆的传热温度300-400度的范围内保持液态而不会发生凝固。同时，在10年的工作时间内，由于氧化物的溶解而造成的熔点的改变小于2度，保证了在使用寿命内液态金属的物化性质稳定性。同时，该液态金属具有优异的传热性能，传热系数可以达到40-50W/m﹒K。可以，该方法不仅可以明显的消除液态金属在核电领域对不锈钢管道的腐蚀作用，还能具有非常优异的传热性能。有效地将热量从发热端传递到热机的工作端。同时，由于工艺装备简单，操作技术容易掌握，修理费用低，特别是在大型核电设施的传热中效果优为显著。在施和产业化后，不仅可以解决行业难题，同时也能获得极大的市场价值。
附图说明
图1是传统的核电工作示意图，其中包括了核反应堆的发热部件，液态金属的传热部件，热机的热功转换部件和余热的外排部件。其中液态金属被封闭在不锈钢的传热回路中，在电磁泵的驱动下在回路中流动从而将热量传热出核反应堆的中心部分。控氧组件通过并联的方式和主回路连接，这样便于通过调节分路上的电磁泵而使得通过氧化物的液态金属能够充分的溶解氧化物而达到所需的氧活度。
图2是控氧模块，是用来并联到不锈钢管道的回路中作为增加管道中流动的液态金属氧含量的增氧装置。其中包括了入口和出口部分用来并联到不锈钢主管道中，柱状或者球状的氧化物部分用来作为氧源。
具体实施方式
实施例1
一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺。按重量百分比计,其中合金组成为Cu:0.4wt.%,Bi:5.2wt.%,Zn:4.0wt.%,In:2.6wt.%,Cd:12.0wt.%,Ga:4.0wt.%,Pb:30.0wt.%,余量为锡；其中控制氧活度的氧化物组成为PbO:21.0wt.%,AgO:1.5wt.%,In2O3:1.0wt.%,Bi2O3:12.0wt.%,MgO:15.0wt.%,余量为Fe2O3。
上述一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺，包括如下的加工和使用步骤：（a）将合金按照所需的成分配置后，放入感应炉内进行熔炼，并采用石墨坩埚进行氩气保护下的熔炼；在200度保温10分钟利用电磁搅拌充分将合金熔体搅拌均匀后，待冷却后把熔化好的合金熔液表面的浮渣去除并倒入容器保存；（b）将氧化物按照配比采用球磨的方法混合均匀，其中各种氧化物的颗粒大小保持在10微米。然后在模具中施加200MPa左右的压力将这些混合均匀的粉末压成直径10mm，高度30mm的柱状物。(c)在制备散热管道时，氧化物的使用量要占液态金属重量比的5.2wt.%。
该液态金属的熔点为42度，因而在核反应堆的传热温度300-400度的范围内保持液态而不会发生凝固。同时，在10年的工作时间内，由于氧化物的溶解而造成的熔点的改变小于2度，保证了在使用寿命内液态金属的物化性质稳定性。同时，该液态金属具有优异的传热性能，传热系数可以达到48W/m﹒K。可以，该方法不仅可以明显的消除液态金属在核电领域对不锈钢管道的腐蚀作用，还能具有非常优异的传热性能。有效地将热量从发热端传递到热机的工作端。
实施例2
一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺。按重量百分比计,其中合金组成为Cu:0.7wt.%,Bi:9.0wt.%,Zn:6.0wt.%,In:3.5wt.%,Cd:18.0wt.%,Ga:5.0wt.%,Pb:36.0wt.%,余量为锡；其中控制氧活度的氧化物组成为PbO:24.0wt.%,AgO:3.5wt.%,In2O3:2.8wt.%,Bi2O3:13.0wt.%,MgO:16.0wt.%,余量为Fe2O3。
上述一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺，包括如下的加工和使用步骤：（a）将合金按照所需的成分配置后，放入感应炉内进行熔炼，并采用石墨坩埚进行氩气保护下的熔炼；在300度保温10分钟利用电磁搅拌充分将合金熔体搅拌均匀后，待冷却后把熔化好的合金熔液表面的浮渣去除并倒入容器保存；（b）将氧化物按照配比采用球磨的方法混合均匀，其中各种氧化物的颗粒大小保持在10微米。然后在模具中施加240MPa左右的压力将这些混合均匀的粉末压成直径15mm，高度32mm的柱状物。(c)在制备散热管道时，氧化物的使用量要占液态金属重量比的6.5wt.%。
该液态金属的熔点为58度，因而在核反应堆的传热温度300-400度的范围内保持液态而不会发生凝固。同时，在10年的工作时间内，由于氧化物的溶解而造成的熔点的改变小于2度，保证了在使用寿命内液态金属的物化性质稳定性。同时，该液态金属具有优异的传热性能，传热系数可以达到45W/m﹒K。可以，该方法不仅可以明显的消除液态金属在核电领域对不锈钢管道的腐蚀作用，还能具有非常优异的传热性能。有效地将热量从发热端传递到热机的工作端。
实施例3
一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺。按重量百分比计,其中合金组成为Cu:0.5wt.%,Bi:6.0wt.%,Zn:5.0wt.%,In:2.5wt.%,Cd:14.0wt.%,Ga:4.8wt.%,Pb:32.0wt.%,余量为锡；其中控制氧活度的氧化物组成为PbO:23.0wt.%,AgO:2.5wt.%,In2O3:1.4wt.%,Bi2O3:13.0wt.%,MgO:14.0wt.%,余量为Fe2O3。
上述一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺，包括如下的加工和使用步骤：（a）将合金按照所需的成分配置后，放入感应炉内进行熔炼，并采用石墨坩埚进行氩气保护下的熔炼；在280度保温10分钟利用电磁搅拌充分将合金熔体搅拌均匀后，待冷却后把熔化好的合金熔液表面的浮渣去除并倒入容器保存；（b）将氧化物按照配比采用球磨的方法混合均匀，其中各种氧化物的颗粒大小保持在16微米。然后在模具中施加210MPa左右的压力将这些混合均匀的粉末压成直径12mm，高度40mm的柱状物。(c)在制备散热管道时，氧化物的使用量要占液态金属重量比的6.0wt.%。
该液态金属的熔点为52度，因而在核反应堆的传热温度300-400度的范围内保持液态而不会发生凝固。同时，在10年的工作时间内，由于氧化物的溶解而造成的熔点的改变小于2度，保证了在使用寿命内液态金属的物化性质稳定性。同时，该液态金属具有优异的传热性能，传热系数可以达到46W/m﹒K。可以，该方法不仅可以明显的消除液态金属在核电领域对不锈钢管道的腐蚀作用，还能具有非常优异的传热性能。有效地将热量从发热端传递到热机的工作端。

Claims (2)

1.一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺；按重量百分比计,其中合金组成为Cu:0.4-0.8wt.%,Bi:5.0-10.0wt.%,Zn:4.0-8.0wt.%,In:2.0-4.0wt.%,Cd:10.0-20.0wt.%,Ga:4.0-6.0wt.%,Pb:30.0-40.0wt.%,余量为锡；其中控制氧活度的氧化物组成为PbO:20.0-25.0wt.%,AgO:1.0-4.0wt.%,In2O3:1.0-3.0wt.%,Bi2O3:10.0-15.0wt.%,MgO:10.0-20.0wt.%,余量为Fe2O3。
2.权利要求1所述一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺，其特征在于包括如下加工和使用步骤：（a）将合金按照所需的成分配置后，放入感应炉内进行熔炼，并采用石墨坩埚进行氩气保护下的熔炼；在200-300度保温10分钟利用电磁搅拌充分将合金熔体搅拌均匀后，待冷却后把熔化好的合金熔液表面的浮渣去除并倒入容器保存；（b）将氧化物按照配比采用球磨的方法混合均匀，其中各种氧化物的颗粒大小保持在10-20微米；然后在模具中施加200-250MPa左右的压力将这些混合均匀的粉末压成直径10-20mm，高度30-50mm的柱状物；(c)在制备散热管道时，氧化物的使用量要占液态金属重量比的5-8wt.%。
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