核反应堆结构与材料材料ppt课件.ppt

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1、2023/1/8,核科学与技术学院,1,第五章 核反应堆材料,王建军wang-电话：82569655,2023/1/8,核科学与技术学院,2,核反应堆中对材料的一般性要求,通用要求机械强度，抗腐蚀性，可加工性，导热性能反应堆内要求抗辐照性能与中子相互作用,2023/1/8,核科学与技术学院,3,核反应堆相关材料,按照功用可大致分为：核燃料材料提供核裂变慢化剂材料热中子反应堆必须冷却剂材料带走所产生的热能结构材料实现功能性控制材料控制核反应堆,2023/1/8,核科学与技术学院,4,一、材料的辐照效应,反应堆中的辐射来源带电粒子（、射线，来自于衰变过程）中子（来源于裂变和中子核反应）射线（来源于

2、裂变、衰变等）裂变碎片（裂变反应）,辐照效应是特定物质在特定辐照条件下的效应,2023/1/8,核科学与技术学院,5,辐照效应之带电粒子作用类型：电离和激发（碰撞损失过程，速度不太高粒子）轫致辐射（辐射损能过程，高速粒子）射线特点:射程最短（比较射线和射线）射线特点：射程较短（相较射线）,2023/1/8,核科学与技术学院,6,辐照效应之射线射线特点：射程较长（相较射线）作用形式复杂：光电效应；康普顿-吴有训散射效应和电子对效应与物质相互作用机理：共价键化合物，离子键化合物及金属键,2023/1/8,核科学与技术学院,7,辐照效应之中子(1)中子与物质相互作用类型：弹性碰撞，非弹性碰撞，辐射俘

3、获，放出带电粒子反应（n,p)，放出几个中子的反应（高能中子反应），裂变反应中子辐照损伤原理位移能，原子-空穴中子与物质相互作用特点（快中子）,2023/1/8,核科学与技术学院,8,辐照效应之中子(2),2023/1/8,核科学与技术学院,9,辐照效应之中子(3)辐照损伤程度与材料及辐照温度有关中子辐照损伤通常产生脆化效应，即硬度增加，延性下降辐照肿胀及定向生长（反应堆内效应）提高辐照温度可减轻损伤，即“退火”效应,2023/1/8,核科学与技术学院,10,辐照效应之裂变碎片裂变碎片本身不属于辐射效应范畴裂变碎片可在裂变区域附近产生近似快中子的“辐照效应”，即形成核燃料内原子位移杂化效应及肿

4、胀效应（两种效应）,2023/1/8,核科学与技术学院,11,二、核燃料,反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称,主要指U，Pu易裂变同位素,其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量,核燃料,其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量,2023/1/8,核科学与技术学院,12,良好的热物性，例如热导率高,抗辐照能力强，燃耗深,燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相容性好,核燃料的一般性要求,熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变,机械性能好，易于加工,2023/1/8,核科学与技术学院,13,核燃料的存在形态,液态固态金属，陶瓷，弥散体型,2023/1/8,核科学与技术学院,14,金属型燃料（1）,

5、金属型燃料的类型主要包括金属铀及铀合金金属铀的物理化学性质银灰色金属，密度高(18.6),热导率高,工艺性能好,熔点1133,沸点3600（优点）化学活性强，与大多数非金属反应(缺点)、相的转变温度662，772,2023/1/8,核科学与技术学院,15,金属型燃料（2）,金属铀的工作条件限制由于相变限制，只能低于665辐照长大，定向长大限制低温工作环境辐照肿胀现象，较高温度条件下的金属燃料变形,适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高),2023/1/8,核科学与技术学院,16,金属型燃料（4）,合金铀的相关说明主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等与金属铀相比，合金具有较好的机械性能

6、、良好的抗腐蚀性能，对抗辐射性能有所改善加入合金元素会使中子吸收增加，需使用富集铀锆的熔点高，中子吸收截面小，抗辐射性能好，同时铀在锆中的溶解度大（铀锆合金）熔点高，热导率高，便于轧制成型铀锆2在高燃耗情况下辐照稳定性不好（西平港）美国铀锆钚合金 可用于快中子增殖,2023/1/8,核科学与技术学院,17,金属型燃料的性能对比表,2023/1/8,核科学与技术学院,18,陶瓷型燃料,陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物、碳化物和氮化物常见的陶瓷燃料有UO2，PuO2，UC，UN陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀效应）,无同素异形体，只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，

7、燃耗深熔点高；未经辐照的测定值280515具有与高温水、钠等的良好相容性，耐腐蚀能力好与包壳相容性良好,陶瓷型核燃料优点UO2,2023/1/8,核科学与技术学院,19,陶瓷型核燃料缺点UO2,二氧化铀的导热性能较差，热导率低传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大在热梯度或热震作用下可能导致脆化,2023/1/8,核科学与技术学院,20,陶瓷型核燃料-UO2的辐照效应,陶瓷型核燃料早期会出现密实化效应可能导致塌陷线功率密度增加，芯块温度升高芯块缩小，气体间隙变大，导热性能下降，温度升高长期运行可能引起的裂变气体释放和肿胀效应临界燃耗主要与燃料自身密度相关,2023/1/8,核科学与技术学院,21,

8、二氧化铀的典型物性（1）,密度理论密度10.98g/cm3振动密实密度：大约为理论密度的82-91%烧结二氧化铀燃料芯块密度约为理论密度的88-98%一般取95%,热导率与温度、燃料密度（孔隙率）、燃耗、氧铀比等有关热导率计算,2023/1/8,核科学与技术学院,22,二氧化铀的典型物性（2）,热导率（续）燃耗对热导率的影响低温时随燃耗升高热导率下降高温时变化不大热导率随氧铀比增加而减小,2023/1/8,核科学与技术学院,23,二氧化铀的典型物性（3）,比热性能二氧化铀比热可表示为温度函数，如：,单位J/(kg),2023/1/8,核科学与技术学院,24,二氧化铀的制备,制备流程：气象UF6

9、 水解 与稀氨水溶液反应 重铀酸铵沉淀 煅烧 UO3 还原 UO2 生坯 烧结芯块,2023/1/8,核科学与技术学院,25,其他陶瓷型燃料性质,二氧化铀是目前水冷反应堆广泛使用的燃料陶瓷混合物是常用的快堆燃料混合氧化物（UO2+PuO2）混合碳化物（UC+PuC）混合氮化物（UN+PuN）,2023/1/8,核科学与技术学院,26,混合物燃料性质比较,混合氧化物熔点高辐射稳定性好与冷却剂、包壳相容性好金属原子密度低快堆中氧有慢化作用热导率低深度燃耗肿胀,碳化物（U）高温化学稳定性好热导率高理论密度大金属原子数密度大，中子效率高，增殖比大，倍增时间少易于与水反应高温条件下肿胀,氮化物（U）抗辐

10、照能力好抗高温蠕变强热导率高含U密度最高增殖比大与包壳相容性好肿胀较弱高温易分解N对中子吸收,2023/1/8,核科学与技术学院,27,典型陶瓷燃料性能,2023/1/8,核科学与技术学院,28,弥散体型燃料,弥散型燃料是由二氧化铀或碳化铀等陶瓷燃料颗粒，依照所需的物理性质弥散在金属、非金属或陶瓷基体上所组成的燃料型式。例如Al，不锈钢，Zr，石墨等基体,2023/1/8,核科学与技术学院,29,弥散体型燃料弥散相要求,高浓缩性强度好在加工及运行环境下，与基体相容性好非裂变中子吸收截面低抗辐照性能好,2023/1/8,核科学与技术学院,30,弥散体型燃料基体相要求,运行范围内有足够的蠕变强度和韧性中子吸收截面低，抗辐照能力强热导率高热膨胀系数低，并与燃料的膨胀性能相似与冷却剂材料的相容性好在使用和加工温度条件下，不析出新相,2023/1/8,核科学与技术学院,31,弥散体型燃料特点,陶瓷燃料颗粒的尺寸与颗粒之间的间距均远大于裂变产物的射程，燃耗可以比较深；燃料和冷却剂之间基本没有相互作用问题，减少了冷却剂回路被污染的可能性；燃料与基体的性质相似，因此导热、辐照及耐辐射性能好，强度和延性好，能承受热应力缺点：基体份额大，高富集度燃料颗粒,2023/1/8,核科学与技术学院,32,核燃料的应用,