Review on sodium corrosion evolution of nuclear-grade 316 stainless steel for sodium-cooled fast reactor applications

Yaonan Dai; Xiaotao Zheng; Peishan Ding

doi:https://doi.org/10.1016/j.net.2021.05.021

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저자정보: Yaonan Dai (Wuhan Institute of Technology) Xiaotao Zheng (Wuhan Institute of Technology) Peishan Ding (Wuhan Institute of Technology)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제53권 제11호

발행연도: 2021.11

수록면: 3,474 - 3,490 (17page)

DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2021.05.021

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Sodium-cooled fast reactor (SFR) is the preferred technology of the generation-IV fast neutron reactor,and its core body mainly uses nuclear-grade 316 stainless steel. In order to prolong the design life of SFRsto 60 years and more, it is necessary to summarize and analyze the anti-corrosion effect of nuclear grade316 stainless steel in high temperature sodium environment. The research on sodium corrosion of nuclear grade 316 stainless steel is mainly composed of several important factors, including the microstructure of stainless steel (ferrite layer, degradation layer, etc.), the trace chemical elements of stainlesssteel (Cr, Ni and Mo, etc) and liquid impurity elements in sodium (O, C and N, etc), carburization andmechanical properties of stainless steel, etc. Through summarizing and constructing the sodium corrosion rate equations of nuclear grade 316 stainless steel, the stainless steel loss of thickness can be predicted. By analyzing the effects of temperature, oxygen content in sodium and velocity of sodium oncorrosion rate, the basis for establishing integrity evaluation standard of SFR core components withsodium corrosion is provided.

#SFR #Nuclear grade 316 stainless steel #High temperature sodium environment #Sodium corrosion rate

참고문헌 (98)

참고문헌 신청

K. Aoto / 2014 / A summary of sodium-cooled fast reactor development / Prog. Nucl. Energy 77:247~265

Chunguang Yan / 2018 / Type 316 austenitic steels for reactor vessel and internals in sodium fast reactors and their creep rupture properties / J. Iron Steel Res 30(12):935~942

S.H. Seong / 2013 / Preliminary conceptual study for safety parameter display system of PGSFR / Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting :24~25

TANJU SOFU / 2015 / A REVIEW OF INHERENT SAFETY CHARACTERISTICS OF METAL ALLOY SODIUM-COOLED FAST REACTOR FUEL AGAINST POSTULATED ACCIDENTS / Nuclear Engineering and Technology 47(3):227~239

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