核电厂材料福清班chapter01绪论课件.pptx
福清核电2016年运行人员基础理论培训北京， 2016,龙 斌 教授,中国核工业研究生院,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,核电厂材料Materials for Nuclear Power Plants,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,核电厂材料Materials for Nuclear Power Plants,绪 论Introduction,核电厂材料,总体安排,总课时32课时 每个课时包括50分钟授课，每章结束进行一次课堂练习 考试方式：采用教考分离；笔试；满分：100分，80分及格？ 实习和参观： 1）反应堆（中国实验快堆CEFR） 2）反应堆材料试验装置台架 3）热室 4）材料分析检测实验室,核电厂材料,授课内容,绪论 （2课时） 材料学基础（6课时） 材料的性能 （6课时） 核燃料 （4课时） 包壳材料 （6课时）,核电厂材料,授课内容,结构材料 （5课时） 反应堆其它材料 （2课时） 老化管理和失效分析基础,核技术成功的关键取决于堆内强辐射下材料的行为 -费米，1946年,核反应堆材料的重要性,第1章 绪论,第1章 绪论,核反应堆的工作条件是如此严峻，它的材料必须在高温、高压、强辐照和极大的温度梯度的条件下工作，同时还有腐蚀的影响。它所面临的条件比迄今为止我们所遇到的任何工程所面临的条件要复杂得多。,反应堆材料的重要性：它是堆安全的基础，防止堆内放射性物质外逸,第一道屏障燃料芯块第二道屏障燃料包壳第三道屏障压力容器和一回路压力边界第四道屏障安全壳,第1章 绪论,主要的核燃料： 23592U、23392U、23994Pu,二次再生燃料,核裂变反应,核裂变,一个铀核235裂变时释放的能量如果按200MeV估算，1Kg铀235全部裂变时放出的能量就相当于2800吨标准煤完全燃烧时释放的化学能。,一个铀原子核裂变产 生200MeV的能量，一个 碳原子的燃烧产生4.1eV 的能量。,第1章 绪论,核裂变,核能释放的两种形式,快速（原子弹）,慢速（核反应堆）,第1章 绪论,核裂变,美国轰炸广岛用的little boy原子弹,核裂变不可控,原子弹,第1章 绪论,核裂变,核裂变可控,原子核的链式反应可以在人工控制下进行,1942年，费米就主持建立了世界上第一个称为“核反应堆”的装置首次通过可控制的链式反应实现了核能的释放,1951年12月2日，人类首次用核反应炉产生出了电能，点亮了4只200W的灯泡（EBR-I）,第1章 绪论,核裂变,奥布宁斯克核电站,原子核的链式反应可以在人工控制下进行,1954年，前苏联建成世界上第一座核电站5MW实验性石墨沸水堆,石墨慢化，轻水冷却,第1章 绪论,我国第一座自主研发的核电站-秦山核电站,Qinshan I Capacity: 300 MWe Type: PWR Grid date: 1991.12.15 Load factor: 96.39% (in 2008),Qinshan II Capacity: 2x600 MWe Type: PWR Grid date: unit-1 2002.02.01 unit-2 2004.03.11 Load factor: unit-1 87.38% unit-2 86.48% (in 2008),Qinshan III Capacity: 2x700 MWe Type: PHWR(CANDU) Grid date: unit-1 2002.11.10 unit-2 2003.06.12 Load factor: unit-1 93.48% unit-2 89.34% (in 2008),第1章 绪论,核裂变,慢化剂,中子的速度不能太快，否则会与235U原子核“擦肩而过”，铀核不能“捉住”它，不能发生核裂变。实验证明，速度与热运动速度相当的中子最适于引发裂变，这样的中子就是“热中子”，或称慢中子。裂变产生的是速度很大的快中子，还要设法使快中子减速。因此，在铀棒周围要放“慢化剂”,慢化剂材料：,石墨、重水和轻水（或普通水）,第1章 绪论,核裂变,控制棒,为了调节中子数目以控制反应速度，还需要在铀棒之间插进一些镉棒。镉棒吸收中子能力很强，当反应过于激烈时，将镉棒插深一些，它就会多吸收一些中子，链式反应的速度就会慢一些。,镉棒,控制棒,第1章 绪论,90,共30个国家和地区发展核电，共434座核电站，367.7GWe，发电量占世界总发电量的约14%。,核电已发展成世界主力能源,第1章 绪论,90,中国清洁能源建设,中国清洁能源目标到2020年占总发电的29%主要清洁能源水电（现2.49亿千瓦，极值5亿千瓦）风电（现0.61亿千瓦，极值7亿千瓦）太阳能（现3.28GW，极值2亿千瓦）核电（现0.13亿千瓦，极值4亿千瓦以上）2012年中国可再生能源投资达677亿美元，为世界第一,第1章 绪论,核燃料裂变释放的能量使反应区温度升高。水或液态金属钠等流体在反应堆内外循环流动，把反应堆内产生的热量传输出去，用于发电，同时也使反应堆冷却。反应堆放出的热使水变成水蒸气，这些高温高压的蒸汽推动汽轮机发电。,核电站工作流程图,核电厂系统和材料,按使用目的可分为生产堆、研究堆、动力堆,生产堆用于生产聚变或可裂变核材料：如氚、233U和239Pu,研究堆1）燃料材料辐照2) 中子衍射、同位素生产,动力堆将核裂变能转换成电能分为：沸水堆压水堆重水堆钠冷快堆气冷堆等,核电厂系统和材料,按核电的堆型发展可分为实验堆、原型堆、商用堆3个阶段,实验堆解决原理问题,原型堆解决工程问题,商用示范堆解决经济性即性价比问题,实验堆CEFR,示范堆CFR600,商用堆CFR1000,2011 2023 2035,实现科学验证开展燃料、材料等研究积累经验和人才,实现工业示范验证经济性形成快堆标准规范积累快堆电站经验,实现商业推广大规模增殖核燃料作为主力电站规模化发展,核电厂系统和材料,沸水堆（BWR）,河水、海水或冷却塔,285oC7MPa,Q：压力容器内的沸腾水温为285oC，请问压力应该控制在多少？,核电厂系统和材料,核电厂系统和材料,沸水堆（BWR）,河水、海水或冷却塔,1.安全壳：钢筋混凝土,2.压力容器：低合金钢,3.堆芯：燃料：UO2（2%3%235U）燃料元件包壳：Zr-2组件盒：Zr-2,4.控制棒：B4C/304S.S,5.回路管道：304S.S，316S.S或碳钢,核电厂系统和材料,沸水堆（BWR）,福岛电站（BWR）结构示意图,CIAE，龙斌,中国原子能科学研究院研究生院,核电厂系统和材料,2011年3月11日当地时间14:46分东日本里氏九级大地震,女川核电站,东海第二核电站,福岛第二核电站,福岛第一核电站,东通核电站,福岛核事故的发展序列,感谢赵志祥教授提供素材,核电厂系统和材料,福岛核事故的发展序列,2022/11/30,核与辐射安全中心PPT(请键入标题),27,福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态: 1-3号机组运行 4号大修,燃料卸出, 5-6号检修,裂变产物放射性衰变热停堆后 6% 1天后 1% 5 天后 0.5%,自动停堆，丧失厂外电, 应急柴油机成功启动,2022/11/30,核与辐射安全中心PPT(请键入标题),27,福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态: 1-3号机组运行 4号大修,燃料卸出, 5-6号检修,裂变产物放射性衰变热停堆后 6% 1天后 1% 5 天后 0.5%,自动停堆，丧失厂外电, 应急柴油机成功启动,福岛核事故的发展序列,福岛第一核电厂受海啸水淹的过程,核电厂系统和材料,感谢赵志祥教授提供素材,福岛核事故的发展序列,由于水位下降, 堆芯裸露堆芯开始融化,相当多的融化的燃料可能转移到RPV的底部,RPV的底部可能损坏,1号机组: 3月11日17:00左右2号机组: 3月14日18:00左右3号机组: 3月13日8:00左右,冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升排放蒸汽降压,水位下降,核电厂系统和材料,感谢赵志祥教授提供素材,福岛核事故的发展序列,福岛第一核电厂1、3号机组氢气爆炸情景,核电厂系统和材料,核电厂系统和材料,压水堆（PWR）,河水、海水或冷却塔,核电厂系统和材料,压水堆（PWR）,Curtsy to Dr. Roger W. Staehle,核电厂系统和材料,压水堆（PWR）,河水、海水或冷却塔,1.安全壳：钢筋混凝土,2.压力容器：低合金钢+316SS,3.堆芯：燃料：UO2燃料元件包壳：Zr-4（M5，ZIRLO）组件盒： Zr-4（M5，ZIRLO）,4.控制棒：Ag-In-Cd/316,304S.S,5.蒸发器：外壳：低合金钢传热管：Inconel 600,6.一回路管道：316,304S.S,7.二回路管道：碳钢,重水堆（CANDU）,CANDU型堆的特点是堆芯使用压力管(代替压水堆的压力容器)，用重水作为慢化剂和冷却剂,以天然铀作燃料，采用不停堆更换燃料,核裂变反应和反应堆简介,核电厂系统和材料,钠冷快中子堆（SFR）,核电厂系统和材料,钠冷快中子堆（SFR）,中国实验快堆（CEFR）介绍视频,CIAE，龙斌,中国原子能科学研究院研究生院,核电厂系统和材料,钠冷快中子堆（SFR）,1.堆芯：燃料：UO2 ,MOX, U-Pu-Zr燃料元件包壳：316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9组件盒: 316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9,2.控制棒： B4C/316Ti,3.堆容器： 316S.S,4.中间热交换器： 316S.S,5.一回路管道： 316S.S，304S.S,6.SG传热管： 2.25Cr-1Mo,T91,核电厂系统和材料,行波堆（TWR）,核电厂系统和材料,行波堆（TWR）,CIAE，龙斌,中国原子能科学研究院研究生院,燃料 包壳材料 控制棒材料 压力容器（RPV)材料 蒸汽发生器（SG）材料 反应堆一回路管道和阀门 反应堆冷却剂泵,核电厂系统和材料,核电厂材料,反应堆,核电厂材料,装置,核电厂材料,热室,材料性能分析与检测,扫描电镜实验室ZEISS SUPRA55,性能参数：分辨率：0.8nm15KV放大倍数：12-1,000,000 x加速电压：0.02-30KV探针电流：4pA-20nA样品室：300mm()x270mm (h),核电厂材料,材料性能分析与检测,性能参数：点分辨率：0.24nm；线分辨率：0.10nm；加速电压：80-200kV；倾斜角：25o；STEM分辨率：0.20nm,透射电镜实验室JEOL-2100F,核电厂材料,材料性能分析与检测,X射线衍射分析实验室Bruker Advance D8,核电厂材料,持久蠕变实验室GWT2304,性能参数：最大试验力：30kN最大实验温度：1100oC,冲击实验室,性能参数：最大冲击能量：300J，150J摆锤力矩(冲击常数)：160.7695Nm , 80.3848Nm角度最小分辨力：0.1试验温度：室温-60o,核电厂材料,旋转高压釜实验室,性能参数：容积：5升内胆：Inconel 625合金材料 最大压力：35MPa最大工作温度：500C最大旋转速度；1750RPM,主要功能：静态/动态高温高压挂片试验（临界和超临界）,核电厂材料,End of this chapter,核电厂系统和材料,CIAE，龙斌,中国核工业研究院研究生院,本章基本要求：1）了解反应堆关键部件对结构材料的基本要求及选材；2）初步了解反应堆的材料在运行和安全上可能遇见的问题,
