[发明专利]一种核反应堆300-400度传热用液态金属及其控氧活度工艺

摘要

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。

主权项

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。