核反应堆结构与材料精品PPT课件
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第一章-核反应堆类型PPT课件
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核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口 这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
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中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应堆 内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一 个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备 维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
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俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比 值通常用α表示：
f
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核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。
核反应堆结构与材料材料1共33页文档
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
2020/4/14
核科学与技术学院
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
核科学与技术学院
16
陶瓷型燃料
陶瓷型核燃料优点UO Harbin Engineering University 2
陶瓷燃料是指铀、钚、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物
无同素异形体，只有一 种结晶形态（面心立方 ），各向同性，燃耗深
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
9
Harbin Engineering University
核燃料
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
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
2020/4/14
核科学与技术学院
10
核燃料的一般性要求
Harbin Engineering University
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
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
2020/4/14
核科学与技术学院
11
核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
2020/4/14
核科学与技术学院
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
核科学与技术学院
16
陶瓷型燃料
陶瓷型核燃料优点UO Harbin Engineering University 2
陶瓷燃料是指铀、钚、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物
无同素异形体，只有一 种结晶形态（面心立方 ），各向同性，燃耗深
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
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Harbin Engineering University
核燃料
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
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
2020/4/14
核科学与技术学院
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核燃料的一般性要求
Harbin Engineering University
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
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
2020/4/14
核科学与技术学院
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核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)
压力罩：
作用：将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内；防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式：通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩：
作用：为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式：通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用：
作用：操纵销爪组件动作。
组成：
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制，外有线圈盒。 供电：
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括：
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用：
1、将堆芯组件定位、压紧，防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么：
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的３ 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题，堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下：
１、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳，1排气管， 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔，O形密封环， 泄漏探测管，支承台肩，定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
作用：将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内；防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式：通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩：
作用：为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式：通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用：
作用：操纵销爪组件动作。
组成：
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制，外有线圈盒。 供电：
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括：
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用：
1、将堆芯组件定位、压紧，防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么：
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的３ 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题，堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下：
１、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳，1排气管， 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔，O形密封环， 泄漏探测管，支承台肩，定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
第四章--核反应堆材料..
4. 冷却剂材料
冷却剂材料要求
中子吸收和感生放射性小； 高的沸点和低的熔点； 高的比热，唧送功率低； 热导率大； 有良好的热和辐照稳定性； 和系统其他材料相容性好； 价格便宜。
常用冷却剂
水
重 水
水作为冷却剂和慢化剂 沸点低、存在沸腾临界、在 主要应用于轻水堆 高温下有腐蚀作用
和浓度(富集度)，除控制材料外，堆芯所有结构材料的
中子吸收截面都应该尽可能地小；
为减少放射性危害，制造反应堆的材料活化截面也应该
尽可能小，含长半衰期元素少，如Co。
3 反应堆材料的性能要求-2
（2） 机械性能 强度、塑韧性和热强性高，缺口敏感性和晶体长 大倾向性小。 （3）化学性能 抗腐蚀、抗高温氧化能力强；点腐蚀、晶间腐蚀 和应力腐蚀倾向性小。 （4）辐照性能 辐照期间组织、结构应稳定，脆化、肿胀等辐照 效应和PCI（芯块与包壳的相互作用）小； 杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其Cu、P、S 含量应尽量少，成分偏析小； 晶粒和沉淀强化相要细小稳定。
2. 核燃料
核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的，而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高； (2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗； (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力； (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
对于能量为1MeV的中子，可以在铁中发生一次弹性碰撞将评价使几百个原子 产生位移。其中某些位移原子有可能移动到另一个空位而不造成材料缺陷。 快中子穿过物质产生大量位移原子，这些位移原子都在一次碰撞原子附件很小 的体积内产生，主要导致大量的能量传递给这样的小体积的物质，从而使这块 小体积物质在短时间内温度升高甚至熔化。
核反应堆结构与材料材料PPT课件
2021/5/1
29
第29页/共31页
核燃料的应用
2021/5/1
30
第30页/共31页
感谢您的观看！
2021/5/1
核科学与技术学院
31
第31页/共31页
典型陶瓷燃料性能
2021/5/1
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第25页/共31页
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
2021/5/1
第26页/共31页
核心 包覆颗粒 燃料元件
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弥散体型燃料弥散相要求
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、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
1.216 10 4
exp(0.001867t)
K95 0.0191 1.216 104 exp(0.001867t)
Kp
1 ε 1 βε
K 100
2021/5/1
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第19页/共31页
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
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
2021/5/1
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第21页/共31页
二氧化铀的制备
--第3章 核反应堆结构和材料 核工程概论课件
3.1 概述
堆芯支撑结构由上部支撑结构和下部支撑结构组 成。吊篮以悬挂方式吊在压力容器上部的支撑突 缘上，吊篮与压力容器之间形成一个环形腔，称 为下降段。冷却剂从入口管嘴进入反应堆，沿下 降段流到压力容器下腔室，然后折返向上通过堆 芯，在堆芯内吸收核裂变产生的热量，再经由上 栅格板、上腔室，经出口管嘴流出。 在反应堆堆芯内，冷却剂流量的主要部分用于冷 却燃料元件，其中有一小部分旁通流量用来冷却 上腔室、上封头和控制棒导向管，使这些地方的 水温接近冷却剂入口温度。
芯块的密度对导热系数有很大影响。所以为了使 芯块的温度下降，希望密度高，但是在高燃耗情 况下，为了减小肿胀需要有气孔，这种情况下低 密度芯块有好处。现代压水堆一般取 95%UO2 理 论密度为芯块的密度。
3.2 反应堆压力容器
当前压水堆的压力容器材料普遍选用低合金钢。 低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于 1018cm2 的辐照后，脆性转变温度明显升高，这是危及反 应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能量的措施有：严格限制铜和磷的含 量，添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素。 反应堆压力容器是由容器本体以及双头螺栓连接 的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金 锻钢环形锻件焊接而成。反应堆压力容器包容堆 内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。 为防止锈蚀，凡与水接触的容器内表面都堆焊不 锈钢覆面层。
压水堆燃料元件 由燃料芯块、燃 料包壳管、压紧 弹簧、上下端塞 等组成。
3.4 燃料组件
燃料元件棒是堆芯的核心构件，是核裂变链式反 应的发生地，也是核动力的热源。为了确保燃料 元件棒在整个寿期内的完整性，必须限制燃料和 包壳的使用温度。 UO2 芯块放置在锆 -4 合金包壳管中，装上端塞， 把燃料芯块封焊在里面，从而构成燃料元件棒。 燃料元件棒内有足够的预留空间和间隙，可以容 纳燃料裂变时释放出的裂变气体，允许包壳和燃 料有不同的热膨胀，保证包壳和端塞焊缝都不会 超过允许应力。
核反应堆结构-2
❖ 堆容器支承结构设计:
在正常运行工况及事故工况(地震、一回路管道破裂 事故)下能承受对其施加的载荷;
允许支承结构本身、反应堆容器及接管都可以自由 地热膨胀，但由于支承导向板的作用，阻止了容器 及接管的横向移动。
❖ 支承环安装在反应堆堆坑顶部附近的托座上。
❖ 支承环是一个环形梁结构，由两个水平的厚法兰和 两块立式的腹板组成。在环形梁上焊了六个径向定 位止挡块．这些径向定位止挡块在埋入混凝土内的 两个止推支座之间将加以调整．这种结构的特点是 当出现水平载荷时，仍能支承压力容器。
❖ 支承结构冷却：压力容器支承结构采用强制通风循 环进行冷却，从而使支承环下法兰的温度维持在混 凝土能承受的温度值之内。
辐照防护：在反应堆运 行过程中，压力容器受 到强烈的中子辐照，辐 照效应将压力容器材料 的无塑性转变温度升高， 因此，为了减弱中子对 压力容器的辐照，特在 堆内结构中设置了热屏 蔽，堆运行过程中不应 使压力容器在其材料的 无塑性转变温度以下工 作。
❖ 堆容器本体从上而下由一只上法兰、一个密 封台肩、一节接管段、二节堆芯包容环段、 一节过渡段、一只半球形下封头组成。
❖ 上法兰
在法兰上，为装58只锁紧螺栓钻有58个未穿透的螺 纹孔；
与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支承面。反应堆容ห้องสมุดไป่ตู้器的密封由两个特殊设计的、连在顶盖法兰上的O 形密封环来保证;
❖ 压水堆压力容器选材情况
当前压水堆压力容器普遍选用的是低合金钢；主要 是锰—钼系列，这种钢具有良好的导热性(是不锈钢 的三倍)，因而在温度变化时热应力较小；很好的可 焊性；具有良好的抗辐照脆化能力，便于加工，成 本较低。
目前，美国广泛采用SA508-Ⅲ合金钢作锻件， SA533B-1合金钢作板材。这些钢是美国反应堆容 器所用的主要材料，法国的钢种与美国用的SA508Ⅲ级相似。大亚湾核电厂反应堆容器材料成分为： 碳<0.25％，添加少量的合金元素为锰1.15~1.5％，
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2020/10/14
核科学与技术学院
2
Harbin Engineering University
课程考核方法
• 以期末闭卷考试为主 • 平时成绩作为辅助
➢出勤率 ➢课堂表现 ➢开放性作业
2020/10/14
核科学与技术学院
3
核能——无穷的能源
铀、钍矿 核裂变反应
核裂变能ห้องสมุดไป่ตู้
如全部利用，能供 使用2400-2800年
核聚变反应
核聚变能
氘，锂
40万亿吨 2000多亿吨
所释放的能量比全世 界现有能源总量放出 的能量大千万倍 。 如实现可控核聚变， 能供使用上千亿年。
4
核能，你的联想？
核动力与核武器
核潜艇、核动力航母 日本长崎、广岛原子弹 伊朗、朝鲜核问题
核能安全问题（事故）
日本福岛核事故 切尔诺贝利事故 美国三哩岛事故
核电站 ：能提供17%的清洁能源
5
结论
核电是目前唯一能解决未来能源危机的清洁 能源；
未来核电的发展趋势：
更高的安全性； 更可靠稳定性； 更高的抵抗非人为的自然灾害能力； 经济性更加突出； 放射性废物处理更方便； 更成熟的技术及先进的理念；
6
写在最后
经常不断地学习,你就什么都知道。你知道得越多,你就越有力量 Study Constantly, And You Will Know Everything. The More
You Know, The More Powerful You Will Be
Thank You
在别人的演说中思考，在自己的故事里成长
Thinking In Other People‘S Speeches，Growing Up In Your Own Story
讲师：XXXXXX XX年XX月XX日
Harbin Engineering University
核反应堆结构与材料
wang电话：82569655
2020/10/14
1
Harbin Engineering University
课程总体结构和要求
• 总体内容包括 ➢核反应堆结构 ➢核反应堆材料
• 要求 ➢建立对核反应堆的基本认识 ➢掌握、了解典型反应堆结构特点 ➢掌握核反应堆材料的基本要求、典型材 料特点以及作用原理等