反应堆结构与材料重点
第三章 核反应堆结构与材料 - 复件.
控制棒驱动机构
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
压力容器
堆芯
压水堆的纵剖面
2010.07
2
3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
2010.07
3
3.1 压水堆结构
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12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 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、韧性好、耐高温腐蚀、 耐辐照，并且导热性能好，易 于加工和焊接。
2010.07
27
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。
堆内下部构件
2010.07
8
3.1 压水堆结构
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。
堆内上部构件
2010.07
9
3.1 压水堆结构
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。
核工反应堆压力容器介绍教学提纲
2.由压力外壳、操作线圈、销爪组件、 驱动杆、单棒位置指示线圈组成。
3.全长5700mm，提升力163kg。
4.设计温度343度，设计压力17.2MPa
1.压力外壳
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。
三、反应堆压力容器结构
从上到下：
１、反应堆容器顶盖 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、反应堆容器筒体 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） 上下筒体 过渡段 下封头（中子测量贯穿管50个）
顶盖
压力容器 支承面
厚板上固定：控制棒导
向管，热电偶导管，热 电偶管座。
热电偶柱：40个铬镍-
铝镍合金制成的热电偶， 每10个引到一个热电偶 柱。
2、堆芯上栅格板
作用：
燃料组件压紧和定位； 分配冷却剂流量； 固定堆芯上部支承柱； 控制棒导向筒固定和定位。
结构：厚度50mm，圆板，61×2个动杆
功能：
连接控制棒组件和驱动机构
结构：
1.全长7253mm，261个 齿槽，齿槽间距 15.9mm。
2.拆卸杆、定位塞头、可拆 接头实现驱动杆和控制 棒组件的连接。
本章复习题
堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。 第一循环时堆芯有哪些功能组件？分述其作用。 吊篮与压力容器如何连接？吊篮外壁与压力容器 内壁之间的环腔有什么作用？ 什么是“O”型密封？ 画出冷却剂在压力容器内的流程简图。 画出控制棒组件及驱动机构整体简图，标明连接 关系及与其发生连接关系的堆容器或堆内构件。 写出控制棒驱动机构的7步提升顺序。
哈工大反应堆结构与材料-核反应堆结构-3
❖ 热屏蔽
虽然堆芯吊篮的厚度
已能为压力容器壁提供对 堆芯快中子的辐照防护， 而借助热屏蔽可在辐照最 大区域(距压力容器壁最 近的堆芯四角)加强这种 防护，热屏蔽由四块不锈 钢板组合成不连续的圆筒 形，在反应堆中心轴的四 个象限位置上(即0°、 90°180°、和270°)直 接用螺钉连接在堆芯吊篮 外壁上。这些热屏蔽还支 撑辐照样品监督管。
固定堆芯上部支承筒； 固定导向管；
固定冷却剂搅混装置 。
❖ 堆芯上部支承筒：其作用是连接导向管支撑板与堆芯上 栅格板和保证两者间的空间距离，并在堆芯出口处为反 应堆冷却剂提供流道。堆芯上部支承还用作热电偶导管 的支承并使流到热电偶监测处的冷却剂受到适当的搅混。
❖ 导向管支撑板：它是一个焊接构件，由一块厚板、一个 法兰和一个环形段组成。在厚板上固定着棒束控制导向 管、热电偶导管和热电偶管座。环形段固定在厚板上， 而厚板与法兰相连接。该法兰与堆芯吊篮上法兰间放置 着压紧弹簧，并且一起被固定在反应堆压力容器和压力 容器顶盖之间。所有堆芯测温热电偶导管集装到四个热 电偶管座上，四个管座固定在导向管支撑板上，并通过 压力容器顶盖上的管座及管座顶端的密封机构穿出压力 容器。
❖ 堆内构件的主要功能
为反应堆冷却剂提供流道；
为压力容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射 的影响；
为燃料组件提供支撑和压紧； 固定监督用的辐照样品；
为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提 供机械导向；
平衡机械载荷和水力载荷；
确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定 的温度。
❖ 堆芯围板组件：
该组件安装在堆芯吊篮内部，它是由围板和 辐板组成的，围板将布置燃料组件的整个活 性区的外形紧紧围住，以便从燃料组件外面 旁路流走的冷却剂减至最少，八层辐板确保 围板和堆芯吊篮间的牢固连接。
核反应堆的构造与原理
核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。
核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。
一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。
反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。
1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。
该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。
2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。
燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。
燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。
3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。
冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。
二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。
控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。
控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。
2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。
它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。
常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。
三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。
辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。
总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。
只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。
反应堆本体结构范文
反应堆本体结构范文核反应堆本体结构的主要组成部分包括：1.燃料组件：燃料组件是核反应堆中最关键的部分，其中包含核燃料，如铀、钚等，用于产生核裂变反应。
燃料组件通过燃料排列形式的不同可以分为固体燃料和液态燃料两种类型。
固体燃料一般采用的是金属或氧化物燃料棒排列，而液态燃料一般采用的是液态金属，如液态钠。
2.冷却剂：冷却剂在核反应堆中起到冷却燃料和维持核反应堆温度稳定的作用。
常用的冷却剂包括水、液态金属（如液态钠、液态铅）等。
冷却剂从燃料组件中吸收热量后，通过循环系统将热量传递到蒸汽发生器，最终产生蒸汽用于发电。
3.反应控制系统：反应堆的稳定和安全运行需要精确控制核燃料的裂变速率。
反应控制系统通过调节控制棒的位置，可以控制中子流的增减，从而控制核反应堆的功率。
控制棒一般由吸收中子的材料制成，如硼、银等。
4.辅助设备：辅助设备包括反应堆冷却系统、安全系统等。
反应堆冷却系统主要是用来将冷却剂循环流动，从而带走燃料组件产生的热量；安全系统包括事故处理设备、废物处理设备等，用于确保反应堆在异常情况下能够安全停机或处理废物。
总体来说，核反应堆本体结构的设计要考虑燃料的性质、冷却剂和反应控制系统的配合，以及安全性和可靠性的要求。
不同类型的核反应堆（如压水堆、沸水堆、气冷堆等）本体结构也有所差异，但基本原理和组成部分大致相同。
对于核反应堆的实际工程设计来说，还需要考虑其他因素，如辐射防护、排除事故风险等。
总之，核反应堆本体结构是核反应堆中最核心的部分，它的设计和运行直接关系到核能的利用和核安全的保障，是一个复杂而精密的系统。
随着科技的不断发展，对核反应堆本体结构的研究和改进将会不断推进，以提高核能的利用效率和安全性。
《核工程概论》第3章 核反应堆结构和材料
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。
3.2 反应堆压力容器
反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内 构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密 封的金属壳内进行。一般把燃料元件包系统称为第二 道屏蔽。
压力容器外形尺寸大、质量大，加工制造技术 难度大，特别是随着核电站单堆容量增大，压 力容器的尺寸也越来越大。
第3章 核反应堆结构和材料
3.1 概述
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足 物理设计和热工设计的基本要求，既要保证可控 的裂变链式反应可靠地进行，又要把裂变产生的 热量及时带出。一般来说压水堆主要是由反应堆 压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机 构等组成。
反应堆的外壳称为压力容器，运行在很高的压力 下，容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压 力容器上带有若干个接口管嘴，整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座支撑。
近代压水堆的压力容器增大，下封头设有中子通 量测量管，需要较大的下堆腔。因此，在核电站 中，利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支 撑，整个压力容器依靠接管和与接管相连的钢垫 支撑在混凝土的基础上。
3.3 反应堆堆内构件
反应堆堆内构件包括吊篮部件、压紧部件、堆内 温度测量系统和中子通量测量管等。其作用是：
反应堆概论
冷却剂-水（2）
同高温水相接触的设备和部件须用耐腐蚀的高强度材料 制造，适用的材料有某些牌号的不锈钠、锆合金、因科 镍、蒙乃尔合金等。在较低温度下可以用铝合金。 水的感生放射性主要来自腐蚀产物和溶解的杂质被中子 激活，生成半衰期较长的放射性核素(如24Na)；至于氧核 在快中子照射下生成的16N和17N，虽然放射出高能Y射线 和快中子，其半衰期相应地只有7.1s和4.1s，很快便衰 变掉，不会造成大的危害。 重水的各项性能，除了吸收中子的截面很小这一点以外， 均与轻水相同。重水慢化堆采用重水冷却剂的好处是可 以避免轻水失水引起的正反应性事故，并减少核燃料装 载量，但重水的价格昂贵。
冷却剂-金属钠、气体
液态金属钠具有良好的传热性能，它在高温常压下保 持液态，是很好的冷却剂。但由于它的腐蚀作用和热 中子吸收截面大(0.53b)，主要用在快中子堆中。快 中子堆不能使用原子量低的物质作为冷却剂，以免慢 化中子(锂-7是个例外，因为它的散射截面很小)。 氦气体冷却剂吸收中子少，化学活性小，完全没有或 仅有很弱的放射性，又没有相态变化，因此气体冷却 反应堆具有较高的安全性。气体冷却剂的主要缺点是 密度和热导率均低．传热性能差。补救的方法是采用 高压，这又带来一系列的技术问题。
镉对中子的吸收
屏蔽材料
屏蔽材料应有以下特性： 1)密度大，能有效地吸收一次和二次γ射线，并能通过 非弹性散射将快中子慢化下来； 2)含有足够多的氢元素，能有效地将非弹性散射阈值以 下的中子慢化为热中子； 3)力学强度、机械稳定性、热稳定和化学稳定性； 4)价格低廉，容易加工和建造。 常用的屏蔽材料有铁、水、混凝土(包括含有结晶水或 硼的重金属骨料混凝土)。也可选用铅、石墨、硼钢、 有机材料或含硼塑料等。
核反应堆结构与材料材料1共33页文档
2020/4/14
核科学与技术学院
15
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
核反应堆的构造与设计
核反应堆的构造与设计核反应堆是一种能够产生和控制核裂变或核聚变反应的设备，是核能利用的核心部分。
它的构造和设计直接关系到核能的安全性、效率和可持续性。
本文将介绍核反应堆的构造和设计原理，以及相关的安全措施。
一、核反应堆的构造核反应堆主要由以下几个部分构成：1. 燃料组件：燃料组件是核反应堆中最重要的部分，它包含了核燃料，如铀或钚等。
核燃料在反应堆中发生裂变或聚变反应，释放出巨大的能量。
燃料组件通常由多个燃料棒组成，燃料棒内部填充有核燃料，外部由包覆材料包裹。
2. 冷却剂：冷却剂是核反应堆中用于吸收和带走燃料产生的热量的物质。
常用的冷却剂有水、氦气、液态金属等。
冷却剂通过循环流动，将燃料产生的热量带走，保持反应堆的温度在安全范围内。
3. 反应堆容器：反应堆容器是核反应堆的外壳，用于包裹和保护核燃料和冷却剂。
反应堆容器通常由厚重的钢材制成，具有良好的密封性和辐射屏蔽性能。
4. 控制系统：控制系统用于控制核反应堆的反应速率和功率。
它包括控制棒、反应堆堆芯布置和监测设备等。
控制棒可以插入或抽出燃料组件，调节反应堆的反应速率。
监测设备用于实时监测反应堆的温度、压力和辐射等参数，确保反应堆的安全运行。
二、核反应堆的设计原理核反应堆的设计原理主要包括以下几个方面：1. 反应堆类型：根据核反应堆的工作原理和燃料类型的不同，可以将核反应堆分为裂变堆和聚变堆。
裂变堆利用核裂变反应释放能量，聚变堆利用核聚变反应释放能量。
不同类型的反应堆有不同的设计要求和特点。
2. 反应堆堆芯布置：反应堆堆芯布置是核反应堆设计中的重要环节。
合理的堆芯布置可以提高反应堆的热效率和燃料利用率，减少燃料浪费和核废料产生。
堆芯布置通常采用周期性或非周期性的方式，以满足反应堆的设计要求。
3. 安全措施：核反应堆的安全性是设计中最重要的考虑因素之一。
设计中需要考虑到核燃料的控制、冷却剂的循环、辐射屏蔽和事故应对等方面。
安全措施包括防止核燃料过热、防止冷却剂泄漏、防止辐射泄漏等。
核聚变反应堆的关键部件都需要哪些特殊材料
核聚变反应堆的关键部件都需要哪些特殊材料在探索未来能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。
与传统的核裂变相比，核聚变具有能量输出巨大、燃料来源丰富、放射性废物少等诸多优势。
而要实现可控核聚变，构建高效稳定的核聚变反应堆，离不开一系列关键部件，这些部件对材料性能提出了极高的要求。
接下来，让我们一起了解一下核聚变反应堆的关键部件都需要哪些特殊材料。
首先，让我们来谈谈第一壁材料。
第一壁是直接面对高温等离子体的部件，它需要承受极高的热负荷、粒子流轰击以及强大的中子辐照。
因此，第一壁材料必须具备出色的耐高温性能、抗辐照损伤能力和低活化特性。
目前，钨及其合金被认为是一种很有前途的第一壁材料。
钨具有极高的熔点（约3422℃），能够在高温下保持良好的机械性能。
同时，钨的抗辐照性能也较为出色，可以有效抵抗中子辐照造成的损伤。
然而，钨的脆性较大，在实际应用中需要通过合金化或其他工艺手段来改善其韧性。
除了钨，碳化硅复合材料也是第一壁材料的研究热点之一。
碳化硅具有良好的高温强度、热导率和化学稳定性，同时抗辐照性能也不错。
它可以与其他材料复合，形成性能更优的复合材料，用于第一壁的制造。
接下来是包层材料。
包层的主要作用是实现氚的增殖和能量转换。
在包层中，需要使用能够与中子发生反应产生氚的材料，同时还需要将反应堆产生的热能有效地传递出去。
目前，常见的包层材料包括锂陶瓷和液态金属。
锂陶瓷如锂辉石等，具有良好的氚增殖性能，能够有效地吸收中子并产生氚。
然而，锂陶瓷的热导率相对较低，在传热方面存在一定的局限性。
液态金属，如铅锂合金，具有优异的传热性能，可以快速将热量导出。
同时，铅锂合金也能在一定程度上实现氚的增殖。
但液态金属的使用面临着腐蚀、流动稳定性等问题，需要进一步研究和解决。
再来说说偏滤器材料。
偏滤器负责排出等离子体中的杂质和氦灰，其工作环境极其恶劣，需要承受高温、强粒子流和强磁场的作用。
因此，偏滤器材料需要具备良好的热疲劳性能、抗侵蚀能力和抗等离子体溅射性能。
核聚变反应堆的构造和关键部件都有哪些
核聚变反应堆的构造和关键部件都有哪些在当今能源领域，核聚变被视为一种具有巨大潜力的未来能源解决方案。
核聚变反应堆的研发是一项极其复杂和具有挑战性的任务，其构造和关键部件的设计与制造需要高度的科学技术水平。
接下来，让我们一起深入了解一下核聚变反应堆的构造和其中的关键部件。
首先，核聚变反应堆的最核心部分是等离子体腔。
这是发生核聚变反应的场所，需要创造出极高的温度和压力条件，以使轻元素的原子核能够克服彼此之间的库仑斥力，从而发生融合。
为了实现并维持这样的极端环境，等离子体腔的设计至关重要。
在等离子体腔中，有一个关键的部件叫做磁约束装置。
常见的磁约束装置有托卡马克和仿星器。
托卡马克是一种环形的装置，通过强大的磁场来约束高温等离子体，使其不与腔壁接触，从而保持反应的稳定进行。
仿星器则采用了更加复杂的磁场结构来实现等离子体的约束。
磁场系统是核聚变反应堆中的另一个关键部分。
它负责产生强大而稳定的磁场，以实现对等离子体的有效约束。
磁场系统通常由超导磁体组成，这些磁体需要在低温下运行，以达到超导状态，从而减少能量损耗。
为了产生足够强度和分布均匀的磁场，磁场系统的设计和制造需要极高的精度和技术水平。
加热系统也是不可或缺的一部分。
要使等离子体达到核聚变所需的高温，需要强大的加热手段。
常见的加热方式包括中性束注入、射频波加热等。
中性束注入是将高能中性粒子注入到等离子体中，通过碰撞将能量传递给等离子体粒子。
射频波加热则是利用电磁波与等离子体相互作用来实现加热。
此外，还有一个重要的部件是燃料注入系统。
核聚变反应通常使用氢的同位素氘和氚作为燃料。
燃料注入系统需要精确地将燃料注入到等离子体中，以维持反应的持续进行。
在核聚变反应堆中，冷却系统同样起着关键作用。
由于反应过程中会产生大量的热量，如果不能及时有效地冷却，将会对反应堆的结构和部件造成严重的损坏。
冷却系统通常采用液态金属或水等作为冷却剂，通过复杂的管道网络将热量带走。
另外，诊断系统也是必不可少的。
反应堆工程学复习总结
反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
第二讲反应堆材料体系概述
辐照效应
• 入射粒子与材料晶格原子的相互作用，它 包括碰撞过程、缺陷形成过程和微观结构 演化过程，这将导致辐照肿胀和辐照生长 和微观结构的变化，在缺陷复合时释放出 潜能。这些辐照缺陷和微观结构的变化， 在应力场的作用下形成力学性能和辐照蠕 变，在电场和晶格振动场下与电子、声子 相互作用形成物理性能的变化。
• 辐照肿胀
• • •
• 氦脆
• 辐照生长
•
• 辐照诱导放射性
•
Radiation effects on materials
•Atomic displacement cascades introduce point defects (vacancies, interstitials).
•Transmutation nuclear reactions produce impurities (e.g. He, H atoms)
•
•
材料的辐照效应的一般规律有哪些？
• 性能改变
• 辐照导致材料的硬化和脆化。材料的屈服强度、抗拉强度、韧脆转变温度、杨氏模量 及高温蠕变速率增加；而导致塑性指标（延伸率等），密度、冲击功、断裂韧性、疲 劳寿命及热导率减小。 辐照导致材料中产生大量的缺陷，缺陷聚集后产生空位位错环和间隙位错环。空位 位错环不易坍塌，因为核反应产生的氦气易聚集在空位位错环内，而使其形成三维的 空洞造成体积膨胀；间隙位错环坍塌后在原晶体中多了一个原子面，使体积增加。因 此辐照导致材料的肿胀。 辐照肿胀与温度有关。如不锈钢大约在0.3-0.5Tm下辐照肿胀量最大 由于（n，a）核反应产生大量的氦气，一旦氦泡在晶界聚集，就会造成材料的脆化， 形成沿晶断裂。 一些材料在中子辐照下表现为定向的伸长和缩短，而密度基本不变，这种现象成为辐 照生长。如锆在辐照下呈现a轴生长，c轴缩短的现象，宏观上观察到包壳管变长。而 石墨辐照生长的情况却是a轴缩短，c轴生长的现象。 尽量避免在辐照下产生长寿命同位素，不然会增加废物处理负担。Co59反应后产生 的Co60半衰期为5.12年，放射性很强。
石墨反应堆结构
石墨反应堆结构石墨反应堆是一种利用石墨作为中子减速剂和热传导介质的核反应堆，具有很高的热稳定性和安全性。
石墨反应堆常用于核能发电和核燃料再处理等领域。
本文将介绍石墨反应堆的结构和工作原理。
一、石墨反应堆的基本结构石墨反应堆的基本结构包括反应堆芯、石墨堆芯外壳、燃料元件、石墨堆芯支撑结构和冷却剂系统等。
1. 反应堆芯反应堆芯是石墨反应堆的核心部分，负责储存和控制核燃料。
在反应堆芯内，放置有大量石墨砖块，用于减速中子和提供热传导。
石墨砖块之间的空隙用于放置燃料元件和控制棒。
2. 石墨堆芯外壳石墨堆芯外壳是用石墨制造的容器，用于保护反应堆芯，并防止核燃料泄漏。
石墨堆芯外壳具有良好的热传导性能，可以将芯内的热量有效地传导到外部。
3. 燃料元件燃料元件是放置在石墨堆芯内的核燃料装置，通常采用铀燃料或钚燃料。
石墨反应堆采用的是固体燃料，燃料元件通过放射性衰变释放出大量热能，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机组。
4. 石墨堆芯支撑结构石墨堆芯支撑结构是用于支撑石墨砖块和燃料元件的结构。
常见的支撑结构有石墨柱和石墨板。
石墨柱通常垂直放置于堆芯中，起到支撑和导热的作用，而石墨板则水平放置，用于分隔石墨砖块和燃料元件。
5. 冷却剂系统石墨反应堆的冷却剂系统负责将热量从反应堆芯传出，防止反应堆过热。
常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
冷却剂通过循环流动，将热量带走，并将其转化为电能。
二、石墨反应堆的工作原理石墨反应堆利用核燃料的裂变产生的中子，与石墨中的碳原子发生弹性碰撞，使中子的速度降低，从而减速中子。
减速后的中子再次与核燃料发生裂变反应，释放出大量的热能。
在石墨反应堆中，通过控制棒的升降来调节裂变反应速率。
控制棒是由吸中子材料制成，如硼或银等。
当控制棒插入堆芯时，吸收中子，减少裂变反应；当控制棒抽出时，中子增加，裂变反应加速。
石墨反应堆的冷却剂循环系统起到将热量带走的作用。
冷却剂从反应堆芯中吸收热量，经过热交换器，将热能传递给工作介质，如水或气体。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆
2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。
4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。
二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二
5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成
6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。
7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件
8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性
9 压力容器本体结构：上法兰，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组成。
10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座
11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂
12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。
由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。
；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度
13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。
14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。
15上部支撑结构的作用和组成作用：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上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒
在堆芯内平缓的上插下插执行控制任务；堆芯冷却剂出口温度测量装置支撑
16 核燃料组件结构：核燃料组件由燃料棒，导向管，定位格架和上下管座组成，燃料棒呈17X17正方形排列，导向管和八层格架与上下管座相连，组成基本的燃料组件的结构骨架，燃料棒被支撑并夹紧在这个骨架内，棒的间距全长不变，每个组件有289个栅元，设有24根导向管和1根堆内通量测量管。
17 燃料芯块结构特点：燃料芯块由低富集度的二氧化铀粉末经冷压、烧结成所要求密度的块，经滚磨成一定尺寸的正圆柱体，端面呈碟形加倒角的形状，芯块内部存在细孔。
18 芯块密度差：高密度有利于导热，使芯块温度下降，但为了减小肿胀需要气孔，低密读也有利，一般取芯块密度为理论密度的92~95%
19 上下管座的作用：上管座：一个箱式结构，燃料组件的上部结构，并构成一个水腔，加热了的冷却剂由上管座流向栅格板的流水孔，构成燃料组件相关部件的保护罩
下管座：正方形箱式结构，组建的底部构件，对流入组件的冷却剂流量起分配作用
20 控制棒组件的材料：黑棒：银-铟-镉合金，重量比80% 15% 5%，这种合金做成挤压成型的芯块，封装在不锈钢包壳内，两端有端塞；；；灰棒：材料为不锈钢，结构形式与黑棒相似；黑棒束：24根银-铟-镉合金棒；灰棒束：8根银-铟-镉合金棒 16根不锈钢棒
21 控制棒驱动机构组成：线圈盒，电磁线圈，承压罩套，棘齿装置，棒位指导部件
22中子源组件的功能分类：功能：提高堆内中子通量水平，增加仪表测量精度，为堆的安全启动提供可靠依据；启堆时“点火”作用。
；；；分类：初级中子源组件；次级中子源组件。
23控制棒驱动机构提升过程：（下降）下降：夹持线圈通电，传动轴由夹持销爪支撑——提升线圈通电,传递销爪松开情况下，提升磁铁吸引传递磁铁带动传递销爪上升一步，传动轴不动——传递线圈通电，传递销转抓住传动轴——夹持线圈断电，夹持销爪松开——提升线圈断电，传递磁铁落下，传递销爪带动传动轴插入堆芯一步——夹持线圈通电，夹持销爪与传递销爪同时抓住传动轴
24 沸水堆结构特点（与PWR相比）：压力壳厚度薄，压力壳尺寸比压水堆大：系统简单，回路设备少看，布置紧凑，管道阀门等设备承压低，易加工制造；采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力壳开孔接管，管径小；电站运行灵活，功率变化速度快；燃料比功率小，同样功率条件下核燃料装置大；沸水堆蒸汽中含有一定放射性，使汽轮机放射性污染；燃料元件比压水堆粗，元件棒间间隙大，堆芯直径比压水堆大；控制元件有十字行截面，控制元件叶片在燃料组件间隙中涌动，控制元件从底部插入。
25 沸水堆控制棒的结构特点：沸水堆控制元件有十字形截面，其4个叶片内排列着许多内装碳化硼的不锈钢立管，控制元件的叶片在燃料组件之间的空隙终于懂，一般是控制元件对饮4个燃料组件，从底部插入。
27 Candu的分类与结构特点：分类：压力管式和压力壳式；；；；；结构：反应堆本体时一个大型水平放置的圆筒形排管容器，内有重水慢化剂，容器内贯穿多根水平管道，成为燃料管道，其中有燃料棒束和重水冷却剂，带出热量，经过蒸汽发生器，产生蒸汽做功，蒸汽发生器和冷却剂泵安装在反应堆两端，两端还设有端屏蔽
28 CANDU与 PWR堆芯设计差别：CANDU PWR 使用天然铀使用浓缩铀重水冷却和慢化轻水冷却和慢化压力管式压力壳式
冷却剂和慢化剂分离冷却剂和慢化剂为同一介质小儿简单的燃料棒束大燃料组件不停堆换料停堆换料反应堆不用化容控制反应堆使用化容控制
29 反应堆内辐照来源：α，β粒子（来自放射性衰变），γ射线，中子和裂变碎片
30γ射线与物质作用原理：γ射线通过物质是会引起便利或电子激发，它扰动物质中原子
和电子，电离作用使化合物的化学键破坏而分解成单体，共价键抗分解能力差，离子键比共价键强得多，金属键最稳定。
31 中子辐照损失原理：中子不带电，当它进入物质时和晶格中的原子发生碰撞，如果他传递給原子的能量足够大，将造成原子位移形成空穴，一次受碰撞的原子会通过碰撞引起另一个原子位移，并将此过程延续下去，直至没有足够能量再把其他原子从点阵中逐出为止，辐射作用产生的间隙原子以及点阵中相应留下的空穴，会对晶体造成永久缺陷，引起材料物理性质永久变化，这种效应叫辐照损失。
32 什么是核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质成为核燃料
33核燃料的基本要求：热导率高；抗辐照能力强，以达到高燃耗；燃料的化学稳定性好，对冷却剂有抗腐蚀性；熔点高，且低于熔点时不发生有害变化；机械性能好易于加工。
34慢化剂设计要求，常用类型：设计要求：吸收中子吸收截面小，质量数低，散射截面大；热稳定性好，辐照稳定性好；传热性能好；密度高；低廉易的。
如是固体慢化剂，还要结构强度高，抗腐蚀性能好，易于加工，对于液体慢化剂要不腐蚀结构材料，熔点在室温以下，高温时有低的蒸汽压。
常用的固体慢化剂：石墨，铍，氧化铍；液体慢化剂：普通水和重水35 冷却剂的功用，性能要求：带出裂变放出的大量热，保证反应堆连续安全运行，并且利用这些热量对汽轮机作功；；；；；；要求：中子吸收和感生放射性小；高沸点低熔点；高的比热，输出功率低；热导率大；有良好的热和辐照稳定性；和其他材料相容性好；价格便宜。
36 结构材料分类：分为燃料包壳材料，堆芯结构材料，反应堆容器材料和热屏材料
37 比较几种包壳材料特点和应用领域：（铝镁及其合金）热中子截面小，热导好，廉价易的，耐辐照加工性能好，但熔点低，温度高时机械强度和抗腐蚀性能不好，用于石墨水冷生产堆，实验研究堆等温度较低的反应堆中作燃料包壳。
（锆合金）热中子吸收截面小熔点高1850℃高温水中抗腐蚀性能好，应用于清水重水动力反应堆中作燃料包壳（不锈钢）机械性能好良好的抗腐蚀性与燃料相容性好相当好的抗辐照性能曾用作水冷反映堆燃料元件包壳已被锆合金代替。