Page 80 - 《摩擦学学报》2020年第4期

490 摩 擦 学 学 报 第 40 卷

Primary circuit Secondary circuit
Anti-vibration bars:
Alloy 600, 405 SS Steam dryers: Carbon steel MSR: Turbine:
Vessel:alloy steel 304 SS 439 ferritic steel Rotor:low alloy steel
Blades: 17-4PH, 403 SS
Clad: 308, 309 SS SG vessel wall: Blade attach: low alloy steel
Welds: Low alloy steel Moisture Diaphram, Cr steel
SS to SS: 308 SS separator Electric
Steel to SS: 308, 309 Steam reheter power
Generator:
CRDM housing Low- Retaining ring:
Alloy 600MA, 690TT Pressurizer pressure high strength, high
steam
Steam High- turbine Generator toughness
Closure studs: pressure
Alloy steel steam Copper conductors
Vessel: turbine Power
Alloy steel Water Condense transformer
Clad: 308, 309 SS Steam Preheater Condenser tubes:
generator Ti or SS tubes
Control rod:
SS clad Feedwater Condenser tubesheet:
pump
B 4 C + SS poison Cathodic protection
Core structurals: Coolant Preheater Cooling or titanium clad
Reactor pump
304 SS core water Condenser strucural:
High strength: Reactor Condenser Pump Water side: carbon steel
A 286, X750 pump
Fuel cladding:
Zy-4, advanced Primary loop 6-foot-tall
Zr alloys person Cooling water:
Primary coolast
River or sea water,
Fuel: UO 2
cooling tower
Primary piping:
304, 316 SS Primary plenum clad:
308, 309 SS
Pump materials: Divider plate: SG tubesheet: Preheater tubing:
Hi str:A 286, 17-4 PH, X750 Alloy 600 Low alloy steel 304 SS
Structural: 304, 316 SS
Impeller housing: cast stainless SG tubing: Tube supports: Secondary feedwater piping:
Alloys 600MA, 405 SS Carbon steel
600TT, 690TT, 800
Welds:
Steel to SS:82, 182

Fig. 1 Schematic of the primary and secondary circuits of a pressurized water reactor and materials of construction, the primary
[4]
circuit marked with the red dashed line
图 1 组成压水堆的各回路及各部分常用材料示意图，红色虚线画出为反应堆一回路 [4]
服役可靠性要求更高. 本文作者以中国核能发展三步 约为2.5~3.8 m锆合金管内，利用多个定位格架将燃料
走战略所涉及的压水堆-快堆-聚变堆为脉络，选取压 组件定位在反应堆冷却介质中，如图2中(a)、(b)所示，
[7]
水堆、高温气冷堆、钠冷快堆及磁约束聚变堆不同堆 组成压水堆核心燃料包壳组件 . 反应堆中多达上万
型核岛一回路系统，总结了本领域中结构材料摩擦磨 根锆合金燃料包壳组件，在压水堆运行过程中冷却剂
损问题，以及润滑材料及技术面临的挑战. 循环扰动下，包壳与核燃料棒、包壳与固定支架之间
不可避免的存在微动磨损，如图2中(c)、(d)所示，严重
1 裂变堆结构材料摩擦磨损
情况下包壳磨损破裂导致核燃料泄漏. 据统计，全世
反应堆结构材料是支撑整个核岛的主体，在服役 界包壳-燃料棒组件微动磨损造成的核燃料泄漏占整
[8]
过程中面临着高温、强腐蚀以及强辐照等环境因素， 个反应堆运行中核燃料泄漏事故的66.7%以上 . 因
这类材料的选择必须考虑低中子俘获截面、良好的辐 此，燃料包壳组件在冷却剂扰流作用下的摩擦磨损是
照稳定性、耐腐蚀以及不同材料之间相容性. 反应堆 这个研究领域关注的重点，从上世纪40年代开始，历
结构材料由于反应堆运行模式各不相同，其摩擦磨损 经1个世纪从未停止，世界上主要几个核大国分别从
问题在每种堆型里都有其独特性，对于这一类问题的 机械设计、材料表界面状态以及反应堆内环境等多个
研究侧重点是尽可能研究贴近实际工况环境下结构 领域对其进行了深入的研究 [9-20] .
材料的磨损失效机理，以此为基础为结构材料设计优 对于锆合金包壳微动磨损方面的研究主要集中
[9]
化以及服役与失效行为预测提供判据. 在摩擦环境、夹持条件及材料的影响方面. Kim等 发
1.1 压水堆燃料包壳微动磨损 现，决定微动磨损伤害的主要因素之一就是接触表面
压水堆是目前世界上技术最为成熟的堆型，其反 的几何形态，几何形态主要影响格-棒间接触形状及
应堆内部为300~350 ℃高温以及约15.5 MPa高压水环 剪应力，导致了在同样的流动条件下摩擦的严重程度
境. 丰度为2%~4%氧化铀芯块，封装在两端封闭长度 会根据支撑件形状而不同. Lee等 模拟了初期冷却
[10]