第三章-核反应堆结构与材料---复件

第三章核反应堆结构与材料22010.073.1压水堆结构压水堆的纵剖面3.1.1概述堆芯压力容器堆芯支撑结构控制棒驱动机构32010.073.1压水堆结构堆芯和压力容器的断面42010.073.1压水堆结构三门核电站AP1000的压力容器3.1.2反应堆压力容器一座100万千瓦压水堆核电站的压力壳，高12~13m，直径5~6m，壁厚250mm，总重量达400~500t。一座110万千瓦沸水堆核电站的压力壳，高约22m，直径6.4m，壁厚约160mm。压力容器的制造材料要求强度高、韧性好、耐高温腐蚀、耐辐照，并且导热性能好，易于加工和焊接。52010.073.1压水堆结构反应堆压力容器本体结构反应堆容器顶盖压力容器筒体62010.073.1压水堆结构反应堆压力容器的组成72010.073.1压水堆结构3.1.3反应堆堆内构件堆内下部构件堆内下部构件1.堆芯吊篮和堆芯支撑板吊篮的筒体是圆筒形的不锈钢构件，悬挂在压力容器上；堆芯支撑板被焊接在吊篮下部，堆芯的重量由支撑柱传递到支撑板上。2.堆芯下栅格板下栅格板使用定位鞘固定燃料组件。相对于每个燃料组件，栅格板上钻有冷却剂通道孔。82010.073.1压水堆结构堆内下部构件3.堆芯围板围板是一组垂直平板，用于包围堆芯，减小冷却剂旁流量。4.热屏热屏是具有一定厚度的不锈钢钢筒，用于防止堆芯对压力容器的直接辐射。5.二次支撑组件二次支撑组件由二次支撑板和悬挂在堆芯支撑板下的支撑柱组成。用于吊篮断裂时，缓冲堆芯下落，保护压力容器。92010.073.1压水堆结构堆内上部构件堆内上部构件1.堆芯上栅格板上栅格板用于固定堆芯组件，带有和下栅板一样的流水孔。2.导向管支撑板支撑板通过压力容器顶盖和压紧弹簧来固定。它对堆芯吊篮起到固定作用。102010.073.1压水堆结构堆内上部构件3.控制棒导向管导向管内装有导向活塞，当控制棒组件在上下抽插时导向筒起导向作用。4.支撑柱支撑柱是支撑板和上栅格板之间的连接件。它的作用是使两板保持一定距离，并传递机械载荷。112010.073.1压水堆结构堆内构件的作用：1.使堆芯燃料棒组件、控制棒组件、可燃毒物组件等定位及压紧，防止这些组件在运行过程中移动；2.保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒的运动起导向作用；3.分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动；4.固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补偿堆芯和支撑部件的膨胀空间；5.减弱中子和伽玛射线对压力容器的辐照，保护压力容器，延长压力容器的使用寿命。122010.073.2核反应堆材料核反应堆内使用的材料处于高温、高压、高中子通量和射线辐照下，因此对核反应堆内的材料有一些特殊要求。合理地选择反应堆材料是保证反应堆安全性、可靠性、经济性的关键。反应堆内的材料大致可分为：1.核燃料；2.结构材料；3.慢化剂材料和冷却剂材料；4.控制材料。132010.073.2核反应堆材料3.2.1核燃料铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％气体扩散法的原理是基于两种不同分子量的气体混合物在热运动平衡时，具有相同的平均动能，但速度不同。较轻分子的平均速度大，较重分子的平均速度小。铀浓缩的工艺气体扩散法：气体扩散法示意图142010.073.2核反应堆材料离心机法：离心机法示意图在高速旋转的离心机中，由于很强的离心力场的作用，较重的分子靠近外周浓缩，较轻的分子靠近轴线浓缩，从而可以实现轻、重同位素的分离。152010.073.2核反应堆材料激光法：激光法是利用同位素质量差所引起的激发能差别，根据不同同位素原子(或由其组成的分子)在吸收光谱上的微小差别(称为同位素位移)，用线宽极窄即单色性极好的激光，选择性地将某一种原子(或分子)激发到特定的激发态，再用物理或化学方法使之与未激发的原子(或分子)相分离。目前对于铀同位素最具有实用价值的激光法：原子蒸汽激光分离法(atomicvaporlaserisotopeseparation)分子激光分离法(moleculelaserisotopeseparation)162010.073.2核反应堆材料核燃料在反应堆内长期工作，应满足：1.热导率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不产生过高的燃料温度梯度；2.耐辐照能力强，以达到高的燃耗；3.燃料的化学稳定性好，与包壳相容性好，对冷却剂具有抗腐蚀能力；4.熔点高，且低于熔点时不发生有害的相变；5.机械性能好，易于加工。核动力反应堆通常使用的燃料分为三种类型：金属型、陶瓷型和弥散体型。172010.073.2核反应堆材料3.2.1.1金属型燃料金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。金属铀的优点：密度高、导热性好、单位体积内含易裂变核素多、易加工。缺点：燃料可使用的温度低，一般在350~450℃；化学活性强，在常温下也会与水发生剧烈反应而产生氢气；在空气中会氧化，粉末状态的铀易着火；在高温下只能与少数冷却剂（二氧化碳和氦）相容。182010.073.2核反应堆材料金属铀有三种不同的结晶构造：665℃，菱形晶格的α相，铀的强度很高；665~770℃，正方晶格的β相，铀变脆；770℃，体心立方晶格的γ相，铀变得很柔软不坚固。金属铀的熔点为1130℃，沸点约3600℃。192010.073.2核反应堆材料α相铀的物理和力学性能都具有各向异性，在辐照作用下，金属铀棒会变细、变长；另一方面，α相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很低，随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的肿胀。在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等），能使铀稳定在β和γ相，从而改善某些机械性能；添加大量合金元素后，可以明显改善铀的抗辐照和抗腐蚀能力，但增加了有害的中子寄生吸收；锆对中子的吸收截面小，抗腐蚀能力好，且和铀的溶解度大，目前应用于动力堆的只有铀锆合金。202010.073.2核反应堆材料3.2.1.2陶瓷燃料陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物（UO2，PuO2），碳化物（UC）或氮化物（UN），它们通过粉末冶金的方法烧结成耐高温的陶瓷材料。陶瓷燃料的优点：熔点高；热稳定和辐照稳定性好；化学稳定性好，与包壳和冷却剂材料的相容性好。突出缺点：热导率低。212010.073.2核反应堆材料二氧化铀燃料UO2的晶胞属于面心立方点阵，晶胞中心存有空间可容纳裂变产物，因此UO2具有辐照稳定的特点。燃料元件内裂变产物的产生使UO2产生轻度肿胀，它与燃耗大致成线性关系。在超过临界燃耗时，肿胀率有显著增大。UO2的晶胞222010.073.2核反应堆材料在所有核燃料中，UO2的热导率最低，将引起燃料芯块内的高温和很陡的温度梯度。燃料的热导率经辐照后的燃料横截面由于氧化物的脆性和高的热膨胀率，在反应堆启动和停堆时芯块可能裂开。232010.073.2核反应堆材料UO2的热导率与芯块的温度和密度有关。100%理论密度UO2燃料的热导率10011p212141001083)1025.2035.0()(TTTκp:带孔隙二氧化铀的热导率，W/m·K；κ100:100%理论密度UO2的热导率；ε:燃料的孔隙率；β:取决于材料常数，由试验决定；T:燃料的绝对温度。242010.073.2核反应堆材料随着燃耗的增加，燃料内存在的固体裂变产物和裂变气体越来越多，会改变燃料的热导率。不同燃耗下UO2燃料的热导率252010.073.2核反应堆材料燃料组件的制造过程262010.073.2核反应堆材料3.2.1.3弥散体型燃料弥散体型燃料是由高浓缩铀燃料的颗粒弥散分布在金属、陶瓷或石墨基体中构成的燃料。高温气冷堆的弥散体型燃料元件272010.073.2核反应堆材料弥散体型燃料的优点：1.燃料颗粒的尺寸及颗粒之间的间距均远大于裂变产物的射程，使核裂变造成的辐照损伤局限于燃料颗粒及贴近它的基体材料，整体燃料基本不受损伤，因此燃料可以达到很深的燃耗；2.燃料和冷却剂之间基本没有相互作用，大大减小了冷却剂回路被污染的可能，而从燃料往冷却剂的传热是通过导热性好的材料传递的；3.弥散体燃料的各种性质基本上与基体材料相同，通常具有较高强度和延性，良好的导热性能，耐辐照、耐腐蚀并能承受热应力。缺点：基体所占的体积大，吸收中子多，因此需要采用20%~90%的高富集铀颗粒。282010.073.2核反应堆材料3.2.2反应堆结构材料反应堆内的结构材料应具有一定的机械强度，热导率高、热膨胀率低，并且辐照稳定性好。反应堆内的结构材料会受到多种粒子或射线的辐照，可能引起材料性能的变化，因此具有良好的抗辐照性能对于反应堆内的结构材料至关重要。快中子辐照是反应堆结构材料产生辐照损伤的主要因素。292010.073.2核反应堆材料结构材料受中子辐照后产生的主要效应包括：1.电离效应指带电粒子或快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使靶原子被电离。电离效应对金属材料影响较小，对高分子材料影响较大。2.嬗变效应指靶原子核吸收一个中子发生核反应变成另外的原子核。快堆燃料包壳使用的奥氏体钢在受快中子辐照后发生镍的(n,α)反应，在高中子通量下，可导致包壳变脆。302010.073.2核反应堆材料3.离位效应指中子与靶原子核碰撞，使靶原子核离位而产生缺陷，而离位的原子通过级联碰撞能够导致更多缺陷。通过离位效应产生的损伤演化是引起结构材料辐照效应的主要原因。４.离位峰中的相变指有序合金在辐照时转变为无序相或非晶相，这是在高能快中子或高能离子辐照下，产生液态状离位峰快速冷却的结果。312010.073.2核反应堆材料对于制作压力容器材料的要求：1.强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好；2.材质的纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；3.容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；4.成本低，有使用过的经历。3.2.2.1反应堆压力容器材料322010.073.2核反应堆材料不同类型反应堆压力容器使用的材料轻水堆：采用Mn-Mo-NiA533B钢、A508钢等。Mn用于强化基体和提高淬透性；Mo用于提高钢的高温性能及降低回火脆性；Ni用于增加钢的强度和韧性。快堆：采用耐更高温度、耐液态钠腐蚀的304或316奥氏体不锈钢。气冷堆：采用预应力混凝土。压力容器壁厚3~8m，内表面还有10~30mm厚的低碳钢层。332010.073.2核反应堆材料3.2.2.2堆内构件材料在水冷堆中，除燃料包壳外，结构材料多使用奥氏体不锈钢。奥氏体不锈钢具有耐高温、耐腐蚀、耐辐照、塑性高、焊接性能好等特点。通过冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奥氏体钢的强度和抗晶间腐蚀、抗应力腐蚀的能力。如1Cr18Ni9Ti，304，347等。342010.073.2核反应堆材料3.2.2.3燃料元件包壳材料燃料元件包壳用于包容燃料芯体和裂变产物，是距离核燃料最近的结构材料。燃料包壳在反应堆内的工作环境十分恶劣：1.包壳要承受高温、高压和强烈的中子辐照；2.包壳内壁要受到裂变气体压力、腐蚀和燃料肿胀等危害；3.包壳外壁要受到冷却剂的压力、冲刷、振动和腐蚀；4.为了不增大传热热阻，燃料包壳一般都很薄。由于要求燃料包壳吸收中子的截面一定要低，现在主要使用的包壳材料是铝、镁和锆的合金。352010.073.2核反应堆材料1.铝合金优点：生产和工艺技术比较成熟，中子吸收截面小(0.24×10-28cm-2)，导热性好，容易加工。缺点：熔点低、耐热性差，在高温水中存在晶间腐蚀，因此只能用于250℃以下的反应堆（实验堆和生产堆）中。受辐照后，铝合金的强度升高，塑性和韧性下降、脆性增大。与其它材料不同的是热中子辐照对铝合金的影响比快中子大。362010.073.2核反应堆材料2.镁合金优点：塑性好，热中子吸收截面小(0.069×10-28cm-2)，抗氧化能力强，且容易加工。缺点：熔点较低(650℃)、一般不允许在高于550℃的条件下使用。除此以外，镁合金延展性好，对辐照和热循环引起的应力变化适应能力强，具有抗蠕变能力。372010.07