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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.,