核材料复习题及参考答案要点

1核材料复习题及参考答案要点(答题时需要适当展开，否则算答案不全)A核燃料1.可做核燃料的物质同位素有：易裂变元素：233U、235U和239Pu。动力堆上所使用的天然存在的核燃料只有U-235；通过转化可以作为核燃料的同位素主要有：U-238，Th-2322.对固体核燃料，除了能产生核裂变外，还必须满足如下要求：(1).良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸与形状的变化能保持在允许的范围内；(2).良好的热物性（如高熔点、高热导率、低热膨胀系数）、使反应堆能达到高功率密度；(3).高温下与包壳材料的相容性好；(4).与冷却剂不发生化学反应或腐蚀；(5).工艺性能好，制造成本低，便于后处理。3.金属铀燃料的主要优缺点是什么？优点：铀密度高，热导率大，工艺性能良好。缺点：使用温度低（≦668℃），辐照“长大”与“肿胀”明显，辐照稳定性差。4.裂变气体的产生会造成什么不良后果？裂变气体可引起下列不良后果：(1)引起燃料芯块肿胀；(2)使包壳内的气体由原来的氦气变成了He、Kr、Xe混合气体，导热系数降低，芯块中心温度升高；(3)使包壳内气体的内压增大，如果内压高于冷却剂压力，将会使包壳向外蠕变，可能导致包壳的破损；如果一回路系统发生大破口事故而失压时，包壳可能在内压的作用下发生鼓胀或破损。5.请给出轻水反应堆UO2核燃料芯块的制造质量要求。密度95±1.5%理论密度2开口孔1%O/U原子比2.000~2.015晶粒度5～25微米总含氢量2μg/gu6.实际使用的二氧化铀为什么通常会有5％左右的孔隙率？芯块中的孔隙可以容纳裂变气体，从而可减少燃料芯块的肿胀量。孔隙率对芯块的热导率、所能容纳的裂变产物量、燃耗初期的密实化程度等有直接的关系，对于压水堆来说，5％左右的孔隙率可以使燃料特性达到昀优。(对于燃耗更高的快堆来说，为了减少芯块肿胀孔隙率更高)7.压水堆燃料棒中充氦气压力大约是多少？充氦气的作用是什么？充氦的压力约为3MPa(30Bar左右)，其作用是：(1)改善燃料芯块―包壳之间的传热特性；(2)在燃料棒内部加压，以平衡与冷却剂之间的压差，可以减少包壳的蠕变，从而限制燃料－包壳的相互作用。8.选用二氧化铀作燃料，主要是由于它有哪些优点和缺点？UO2燃料为氧化物陶瓷型，其优点：(1)熔点高，可能达到较高线功率密度；(2)晶格结构稳定，各向同性，因而结构尺寸稳定性好，不容易出现辐照肿胀现象，允许达到深度燃耗；(3)在高温水中具有良好的耐腐蚀性能(4)与Zr合金、不锈钢等包壳材料的相容性好UO2燃料的缺点：(1)导热性能差和在热梯度或热震下的脆性，在燃料功率密度高时，燃料芯块中存在很大的径向温度梯度。(2)抗拉强度低，在温度梯度造成的热应力作用下，燃料芯块会产生径向裂纹。9.二氧化铀熔点随燃耗的变化规律如何，为什么？UO2燃料燃耗每增加104兆瓦/吨铀，熔点下降32℃。其原因是因为燃料内部的O/U比发生了变化，从而导致了熔点的变化。10.燃料芯块端头为什么要加工成倒角？两个端面为什么要加工成蝶形？在功率运行时，二氧化铀芯块内存在1000℃/cm以上的温度梯度，在该温度梯3度作用下，圆柱体的燃料芯块变成“沙漏”形状。为了避免端头边缘与包壳之间产生局部应力，在边缘处加工成倒角。为了避免端面隆起，导致重叠放置的芯块总长度增加，两端加工成蝶形。11.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷UO2燃料？(1)金属铀的优点是热导率较高，密度大，易于加工。(2)但金属铀的缺点非常明显：a)熔点较低，化学性质活泼，易氧化；b)在一定温度下会发生相变：T662℃为α相，662℃T772℃为β相，772℃T1133℃为γ相。当其由α相转变为β相时，其性质变得硬而脆，密度也变小。c)金属铀在高温水中的抗腐蚀和抗辐照性能都较差。(3)UO2的熔点高、热稳定性和辐照稳定性良好，有利于加深燃耗；(4)UO2有良好的化学稳定性，与包壳和冷却剂材料的相容性也较好；(5)UO2的主要缺点是热导率较低。从综合性能看UO2的综合性能要优于金属铀，故UO2是压水型动力堆中应用昀广泛的燃料。12.UO2芯块中裂变气体的产生及释放机制。UO2在堆芯内吸收中子产生裂变反应，其裂变产物中有部分是以气体形态存在，如87Kr（氪）、131I（碘）、135Xe（氙）及222Rn（氡）等。这部分气体大部分包容在UO2芯块的基体结构内，有一部分会通过开口气孔和裂纹等释放出芯块表面。裂变气体的释放速度与温度有关，一般认为，燃料温度低于1000℃时，裂变气体是因为反冲并经碰撞而离开芯块表面，与温度无关，释放率很小。当温度高于1200℃时扩散速率增加，释放率也随之增加，而且与温度的关系十分密切。气体原子扩散到晶界聚集成为气泡，并沿着晶界通道或裂纹释放到芯块外部。当温度高于1600℃时，封闭的气泡在芯块内部有可动性，气体比较容易释放，或在芯块中心高温区聚集形成大气孔。13.什么是UO2燃料芯块的肿胀现象？可取那些预防措施？UO2芯块在辐照过程中铀原子被气体和固体裂变产物所取代造成芯块体积增大，这种现象被称为燃料芯块的辐照肿胀。造成肿胀的主要原因是，裂变产物中气体会在芯块的缺陷(晶界)或气孔内聚集而形成气泡。在高温条件下，气泡合并长大而形成鼓泡；同时固体裂变产物的积累也会使芯块发生少量的肿胀。为了减轻裂变产物(主要是裂变气体)所引起的肿胀，可以通过控制UO2芯块的孔隙度和孔隙尺寸来实现，对于PWR燃料芯块，密度一般控制在94～96％的理论密度范围内，孔隙的尺寸大于5微米(昀好在20微米左右)。414.请解释UO2芯块的密实化现象，应如何避免？为了避免芯块发生裂变产物的肿胀现象，制备UO2芯块时有意降低了芯块的密度。但燃料芯块在低燃耗时由于二次烧结使原始微小气孔(尺寸小于1微米)消失，造成芯块的体积收缩，这就是芯块密实化现象。芯块的收缩可能导致包壳的塌陷。避免的方法：(1)尽量提高芯块的初始密度，芯块密度达94%T.D以上时，孔隙减少，尺寸变化量也显著减少。(2)研制辐照尺寸稳定的芯块，如添加造孔剂，得到大于5微米孔隙的原始组织，减少小于1微米孔隙的体积份额。(3)燃料内预充一定压力(2~4MPa)的He气，防止包壳管的倒塌。15.简述芯块在运行过程中的开裂现象？UO2芯块在堆内受辐照后会产生径向和周向的裂纹。一般来说径向裂纹数目较多。这是由于UO2导热性差，陶瓷性材质较脆，芯块内温度梯度大，在快速启堆、高功率运行、功率瞬态、快速停堆等过程中，UO2受到热冲击和较大的热应力，容易出现龟裂，重新烧结和再龟裂等复杂现象。16.陶瓷型UO2燃料随燃耗加深所发生的组织结构变化及外在现象。燃耗初期：燃料芯部重结晶，出现等轴晶，表面开裂、密实化开始燃耗中期：高温使芯块从芯部到外表面依次形成柱状晶区、等轴晶区和不变区，密实化基本完成，裂变气体释放、PCI开始燃耗末期：柱状晶区扩大、不变区缩小，燃料肿胀、PCI严重17.简述引起UO2燃料辐照肿胀的原因，说明哪是主要影响因素由裂变气体(惰性气体)在燃料内气孔中集聚长大、和裂变固体产物替代裂变后的铀原子而引起的，主要原因是裂变气体引起的肿胀。B包壳材料18.对燃料包壳材料的主要性能要求是什么？包壳内容纳着核燃料工作于堆芯，并受冷却剂的冲刷腐蚀等作用，要求材料能：(1)中子吸收截面小；(2)与燃料相容性好；(3)抗冷却剂腐蚀性能好；(4)强度高、延性大；(5)导热性能好；(6)辐照性能好；5(7)加工性能好；(8)熔点高，使用稳定，不发生相变，感生放射性小，便于后处理。19.燃料元件包壳的作用是什么？怎样选择燃料包壳材料？常用的反应堆包壳材料有那些？包壳的作用是：(1)用来防止冷却剂腐蚀燃料(2)阻止裂变产物的泄漏(3)保持燃料元件几何形状及位置，使之有足够的机械强度与刚性。选择包壳材料的主要原则：(1)首要考虑的是核性能：中子吸收截面小、耐辐照、感生放射性小；(2)足够的机械强度、韧性(3)化学性质稳定，耐冷却剂的腐蚀、不与燃料芯块发生相互作用(4)物理性能：熔点高、热导率高(5)其它：容易加工、经济性常用的动力堆燃料元件包壳材料有：(1)锆合金，包括Zr-4，M5，Zirlo，E635，NDA等，主要用于水冷堆(2)不锈钢，主要用于快堆(3)铝合金及镁合金等，主要用于低温低功率堆，如研究堆等(4)石墨主要用于气冷堆、高温气冷堆等。20.压水堆核燃料包壳材料一般是什么材料，目前主要分几种主要类型，其工作允许温度为为多少？压水堆包壳材料一般为锆合金；锆合金按照合金体系主要分为三类：(1)Zr-Sn合金;(2)Zr-Nb合金;(3)Zr-Sn-Nb合金；材料牌号：(1)我国目前压水堆核电站主要采用Zr-4合金(属于Zr-Sn合金)和M5合金(属于Zr-Nb合金)。(2)美国用的ZIRLO合金和俄罗斯的E635合金属于Zr-Sn-Nb合金。锆合金一般昀高允许温度为360℃，高于此温度材料的氧化比较严重。21.Zr合金包壳材料中添加的合金元素有哪些，添加的目的和作用是什么Sn：消除氮杂质的影响，提高抗腐蚀性Fe，Cr，Ni：提高强蒸汽腐蚀、抗氢脆Nb：提高机械强度、抗蒸汽腐蚀、抗氢脆622.为什么锆合金材料用作包壳时，使用温度要限制在360℃以下？高温水环境实验证明，锆合金的包壳在接近400℃的水中只需几昼夜的时间，便很快发生严重的腐蚀，这样，在高温下锆合金容易因腐蚀破损，造成燃料元件的泄漏。其原理是因为锆合金表面形成的氧化膜在高于360℃以上时对氧离子的渗透阻挡作用大大削弱，即氧化膜的保护作用变弱。因此，为了避免高温腐蚀，锆合金包壳的昀高温度一般限制在360℃以下。23.请解释锆合金的氢脆效应？氢来源有那些？在高温水或蒸汽中工作的锆合金包壳，会向周围介质吸氢，即介质中的氢会穿过氧化膜被锆吸收，当吸氢量超过了氢在锆中的固溶度，在基体中就会有氢化锆的析出，并伴随一定量的体积变化，同时氢化锆也是脆硬的化合物，这就使锆合金组织变脆，故上述现象称为锆的氢脆效应。(1)引起包壳内壁氢脆的氢来源于：a)UO2芯块吸收的水分b)溶解进入芯块的氢；(2)引起包壳外壁氢脆的氢则来源于：a)锆与一回路水的锆水反应所剩余的氢b)水辐照分解而生成的氢c)水中溶解的氢或添加的氢。24.锆合金包壳的氢脆效应有何危害？应如何减轻这种不利影响？锆合金氢脆会使包壳变脆，并导致包壳的破损，引起放射性物质外泄。减轻的方法是：(1)改善锆合金成分，降低吸氢率，例如Zr-4的吸氢率显著低于Zr-2合金。(2)严格控制UO2芯块的总含氢量（即控制UO2组织的微观结构）(3)严格控制冷却剂中氢浓度。25.什么是锆合金包壳的辐照脆化？对燃料元件有何影响？中子辐照将引起锆合金材料的屈服强度和极限强度的增加，但延伸率却大大下降。这种因辐照而使材料的强度增高、延性下降的现象称为辐照脆化。辐照脆化容易使元件的锆合金包壳发生脆性破损，它是影响燃料元件寿命的重要因素。26.锆合金包壳的蠕变现象、影响因素、危害及预防措施。7定义：锆合金包壳在运行的工作温度和压力条件下，在低于屈服限的恒定应力作用下，产生与时间有关的塑性变形，这种现象叫做蠕变。影响因素：锆合金的蠕变速率随温度的升高而明显增加，并因堆内辐照而加速。危害：蠕变是造成锆合金包壳塌陷的直接原因，是造成元件破损的原因之一。预防措施：为了防止或减轻锆合金的蠕变：(1)对包壳管作消除内应力的处理，以提高运行压力下的蠕变强度；(2)采用预充压技术，即在元件包壳管的内腔充一定压力的氦气。27.请说明在失水事故时，锆合金包壳材料的行为及其后果。失水事故时，由于燃料本身热量，停堆时的显热和衰变热而使温度升高，包壳材料的温度也会上升。锆的熔点为1850℃，但它在水蒸汽介质中，当温度超过900℃时，就发生剧烈的化学反应，并生成氧化锆和氢，这是一种放热反应。锆水反应生成的氧化锆和氢是导致包壳热应力破裂，积蓄在包壳内的裂变产物和放射性气体外泄的原因。同时，产生的氢与安全壳内的空气混合还有可能引起爆炸，有可能造成安全壳破坏。28.我国现行核电站燃料包壳的材料是锆