第三章-核反应堆结构与材料-复件课件.ppt

《第三章-核反应堆结构与材料-复件课件.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《第三章-核反应堆结构与材料-复件课件.ppt（38页珍藏版）》请在三一办公上搜索。

1、第三章,核反应堆结构与材料,2,2010.07,3.1,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,3,2010.07,3.1,压水堆结构,堆芯和压力容器的断面,4,2010.07,3.1,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,1213 m,，直,径,56 m,，壁厚,250 mm,，总重,量达,400500 t,。,一座,110,万千瓦沸水堆核电,站的压力壳，高约,22 m,，直径,6.4 m,，壁厚约,160 mm,。,压力容器的制造材料要求,强度高、韧

2、性好、耐高温腐蚀、,耐辐照，并且导热性能好，易,于加工和焊接。,5,2010.07,3.1,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,6,2010.07,3.1,压水堆结构,反应堆压力容器的组成,7,2010.07,3.1,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。,8,2010.07

3、,3.1,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。,9,2010.07,3.1,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。,10,2010.07,3.1,压水堆

4、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。,11,2010.07,3.1,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

5、照，保护压力容器，延长,压力容器的使用寿命。,12,2010.07,3.2,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。,13,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.1,核燃料,铀,-235,是三种易裂变核素,(,235,U,，,239,Pu,，,233,U),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

6、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,14,2010.07,3.2,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。,15,2010.07,3.2,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

7、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,(atomic vapor laser isotope separation),分子激光分离法,(molecule laser isotope separation),16,2010.07,3.2,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

8、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。,17,2010.07,3.2,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,350450,；,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。,18,2010.07,3.2,核反应堆材料

9、,金属铀有三种不同的结晶构造：,665,，菱形晶格的,相，铀的强度很高；,665770,，正方晶格的,相，铀变脆；,770,，体心立方晶格的,相，铀变得很柔软不坚固。,金属铀的熔点为,1130,，沸点约,3600,。,19,2010.07,3.2,核反应堆材料,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，,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,和,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,

10、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。,20,2010.07,3.2,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（,UO,2,，,PuO,2,），,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。,21,2010.07,3.2,核反应堆材料,二氧化铀燃料,UO,2,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，

11、因此,UO,2,具有辐,照稳定的特点。,燃料元件内裂变产物的产,生使,UO,2,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。,UO,2,的晶胞,22,2010.07,3.2,核反应堆材料,在所有核燃料中，,UO,2,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。,23,2010.07,3.2,核反应堆材料,UO,2,的热导率与芯块的温度,和密度有关。,100%,理论密度,UO,2,燃料的热导率,100,1,1,?,?,?,?,?,?,?,p

12、,2,12,1,4,100,10,83,),10,25,.,2,035,.,0,(,),(,T,T,T,?,?,?,?,?,?,?,?,?,p,:,带孔隙二氧化铀的热导率，,W/m,K,；,100,:100%,理论密度,UO,2,的热导率；,:,燃料的孔隙率；,:,取决于材料常数，由试验决定；,T:,燃料的绝对温度。,24,2010.07,3.2,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,UO,2,燃料的热导率,25,2010.07,3.2,核反应堆材料,燃料组件的制造过程,26,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.

13、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,27,2010.07,3.2,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、

14、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。,28,2010.07,3.2,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。,29,2010.07,3.2,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

15、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,),反应，在高中子通量下，可导致包壳变脆。,30,2010.07,3.2,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。,.,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

16、结果。,31,2010.07,3.2,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,32,2010.07,3.2,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-Ni A533B,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

17、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,38 m,，内表,面还有,1030 mm,厚的低碳钢层。,33,2010.07,3.2,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。,34,2010.07,3.2,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

18、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。,35,2010.07,3.2,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,-28,cm,-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

19、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。,36,2010.07,3.2,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,-28,cm,-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。,37,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.,锆合金,优点：,熔点高（,18

20、50,）、热中子吸收截面小（,Zr-2,合金小于,0.24,10,-28,cm,-2,）。添加金属微量元素,后，锆合金的强度和耐腐蚀性能等均可提高。,缺点：,当温度达到,862,时，锆由,相转变为延展性,较差的,相。另外，锆合金在,400,的高温水,中会发生严重的腐蚀，因此锆合金做包壳时表,面最高温度一般应限定在,350,以下。,a.,38,2010.07,3.2,核反应堆材料,锆合金在吸收燃料芯块或冷却剂中的,H,后，会发生,氢脆效应，因此要严格控制燃料芯块和冷却剂中的,氢浓度。,b.,辐照将引起锆合金屈服强度和极限强度的增高，降,低其延展率，导致辐照脆化，影响燃料元件的寿命。,c.,锆合金在压水堆工作温度和应力范围内会产生显著,儒变，儒变随温度增高及辐照量的增加而增大，可,能造成元件包壳的坍塌。,d.,高温下，锆和水将发生放出氢气的锆水反应。在反,应堆发生失水事故时，这一反映将释放出巨大的热,量和爆炸性气体，从而加剧事故的严重性。,e.,