核反应堆结构与材料-材料1
核反应堆工作原理
核反应堆工作原理核反应堆是一种产生和控制核裂变反应的设备，是核能利用的关键组成部分。
它通过裂变核燃料中的核素，释放出巨大能量，用于发电或其他应用。
一、核反应堆的基本构造核反应堆主要由以下部分组成：燃料棒、冷却剂、控制杆和反应堆压力壳。
1. 燃料棒燃料棒是装载核燃料的圆柱形结构，通常由浓缩铀或钚等可裂变材料制成。
燃料棒中的裂变核素在受到中子轰击时发生核裂变，产生能量和额外的中子，维持连续的链式反应。
2. 冷却剂冷却剂是用于带走核反应堆中产生的热量的介质，可以是水、重水、液态金属或气体。
冷却剂通过循环在燃料棒附近流动，吸收燃料棒释放的热量，同时保持核反应堆的温度稳定。
3. 控制杆控制杆用于调节核反应堆中的裂变反应速率。
控制杆通常由吸收中子的材料制成，如硼化硼。
当控制杆插入核反应堆时，它吸收了部分中子，减慢了反应速率；当控制杆抬起时，反应速率增加。
4. 反应堆压力壳反应堆压力壳是一个密封的容器，用于保护核反应堆内部免受外部环境的影响，并防止辐射泄漏。
它通常由厚实的钢制成，能够承受高压和高温。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理是基于核裂变和中子链式反应。
1. 核裂变核裂变是指重核（如铀-235）被中子轰击后分裂成两个更轻的核碎片的过程，并释放出大量的能量和中子。
裂变反应是连锁反应，每一次裂变都会释放出2-3个中子，进而引发周围其他核燃料材料的裂变。
2. 中子链式反应核反应堆中的裂变释放的中子可以引发其他核燃料的裂变，形成中子链式反应。
中子链式反应是自持续的，只要提供足够的核燃料和恰当的条件，反应就可以持续进行。
在核反应堆中，裂变反应迅速释放出大量热能，增加燃料棒温度。
冷却剂通过燃料棒的表面流过，并吸收热能，随后经过热交换装置将热能传递给工质，如水或蒸汽。
工质的温度升高，通过涡轮机驱动发电机，将热能转化为电能。
同时，控制杆的调节可以控制核反应堆的反应速率。
当控制杆插入核反应堆时，它吸收了中子，减慢了反应速率。
(完整版)反应堆本体结构
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由外向内倒料方式的优缺点
优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的 利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为 3.25%，高于首次装料。 因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大， 中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 （即调节慢反应）
注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
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➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度，然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部，用端 塞压紧，再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
核聚变反应堆的材料研究
核聚变反应堆的材料研究核聚变，作为一种潜在的近乎无限且清洁的能源来源，一直是科学界和工程界追求的目标。
然而，要实现可控核聚变并将其有效地转化为实用能源，面临着诸多挑战，其中材料问题是关键之一。
在核聚变反应堆中，材料需要承受极端恶劣的环境条件。
首先是高温，核聚变反应产生的温度可高达数亿摄氏度，这对材料的耐热性能提出了极高的要求。
其次是高能量粒子的轰击，包括中子、质子等，这些粒子会导致材料的结构损伤和性能退化。
此外，还有强烈的辐射场，会使材料发生辐照损伤和活化，产生放射性物质。
面对如此苛刻的条件，科学家们一直在努力寻找和开发合适的材料。
首先要提到的是结构材料，它们构成了反应堆的主体框架。
在众多候选材料中，钨及其合金由于具有高熔点、高强度和良好的抗辐照性能，成为备受关注的结构材料之一。
钨在高温下仍能保持较好的机械性能，但其脆性较大，需要通过合金化和微观结构优化来改善。
另一种重要的材料是面向等离子体材料，直接与高温等离子体接触。
这类材料需要具备良好的热导性能、低溅射率和低氢同位素滞留等特性。
目前，碳基材料如石墨和碳纤维复合材料在这方面表现出一定的优势，但它们在高温下的稳定性和耐辐照性能仍有待提高。
在核聚变反应堆中，超导材料也扮演着至关重要的角色。
超导磁体用于产生强大的磁场来约束等离子体，以实现可控核聚变反应。
高温超导材料如钇钡铜氧（YBCO）具有较高的临界温度和临界磁场，能够减少制冷成本和提高磁场强度。
然而，高温超导材料在强磁场和高电流密度下的性能稳定性仍然是一个需要解决的问题。
除了上述材料，还有用于绝缘、密封和传热等功能的材料。
例如，陶瓷材料在绝缘方面具有良好的性能，但在高温和辐照环境下容易发生开裂和性能劣化。
液态金属如锂和铅锂合金在传热方面具有潜在应用价值，但它们的腐蚀问题和与其他材料的相容性需要深入研究。
材料的研发不仅要考虑其在反应堆中的性能表现，还需要考虑制造工艺的可行性和成本。
例如，一些高性能材料可能由于制造难度大、成本高而难以大规模应用。
核电金属材料手册
核电金属材料手册引言：核能作为清洁、高效的能源形式，在国际上被广泛应用和发展。
核电站作为核能的主要利用形式，其结构及材料的安全和可靠性显得尤为重要。
本手册将详细介绍核电站中常用的金属材料，包括钢材、铜材以及其他多种辅助材料，以期为核电工程师提供参考。
一、钢材1.不锈钢：不锈钢是一种重要的结构材料，其具有良好的耐腐蚀性和机械性能，同时还有较好的加工性能。
在核电站中，不锈钢常用于制作反应堆容器、反应堆压力容器等关键部件。
2.碳钢：碳钢是一种常用的结构材料，由于其较低的成本和较好的机械性能，在核电站中也得到广泛应用。
碳钢适用于制作建筑结构、泵和风机设备等。
3.低合金钢：低合金钢是一种优质的结构钢材，在核电站中也被广泛使用。
低合金钢具有较高的强度和韧性，能够满足核电站在高温和高压环境下的使用要求。
二、铜材铜是一种重要的导电材料，在核电站中常用于制作输电线路、电缆和电气设备等。
铜具有优良的导电性和热传导性，能够满足核电站对电气设备的高要求。
三、其他辅助材料1.铝合金：铝合金是一种轻质高强度的金属材料，广泛应用于核电站中的非结构部件。
铝合金具有良好的耐腐蚀性和机械性能，在核电站中用于制作散热器、管道以及其他辅助设备。
2.镍基合金：镍基合金是一种耐高温、耐腐蚀的材料，具有超强的抗氧化和耐热性能，被广泛应用于核电站的高温部件中，如燃料管、燃料棒和燃气环等。
3.铝材料：铝是一种常用的结构材料，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。
在核电站中，铝材料常用于制作反应堆的外壳、密封部件和其他结构件。
总结：核电站中的金属材料在保证反应堆的安全和可靠运行方面起到了重要作用。
本手册介绍了核电站中常用的金属材料，包括钢材、铜材以及其他辅助材料。
这些材料具有一定的特点和适用范围，在核电工程师进行材料选择和设计时提供了重要参考。
在未来的核电发展中，还需要不断研发新型的金属材料，以满足核能的不断创新和发展需求。
核工反应堆压力容器介绍
3、辐照使材料脆性转变温度升高
4、反应堆 压力容器的 运行限制：
需运行在 压力上部限 制曲线和压 力下部限制 曲线中间的 区域。
2.3 反应堆堆内构件
一、堆内构件主要功能
支承和压紧堆芯组件 为压力容器提供屏蔽 冷却剂流道 控制棒和探测计的导向 固定监督用的辐照样品
二、堆芯下部 支承结构
包括：
1、导向筒支承板
结构：由一块厚板（厚
度100mm，直径约 4m），一个法兰和一个 环行段组成。
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。
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
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
结构：厚度50mm，圆板，61×2个销孔，157×2个销钉，
4个定位键槽。
3、支承柱
作用：
连接导向筒支承板和堆芯上栅格板并保证二者空间距离； 反应堆冷却剂流道； 热电偶导管支承。
4、压紧弹簧
作用：
补偿法兰加工误差； 压紧堆内下部构件。
5、控制棒导向筒
作用：控制棒组件定位和
导向。
结构：
上部导向筒 下部导向筒
3 防止吊篮
扭曲。
核反应堆结构与材料材料PPT课件
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核燃料的应用
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感谢您的观看！
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核科学与技术学院
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典型陶瓷燃料性能
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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
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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
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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℃)
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二氧化铀的制备
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述李承亮,张明乾(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030)摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。
分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。
关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant sL I Chengliang ,ZHAN G Mingqian(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030)Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent.K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @ 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站。
核反应堆
核反应堆中的反应堆堆芯布局
核反应堆中的反应堆堆芯布局核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
在核反应堆中，反应堆堆芯是核反应的关键部分，它包含了核燃料和控制材料，用于维持核链式反应的稳定运行。
反应堆堆芯的布局对于核反应堆的性能和安全性具有重要影响。
一、反应堆堆芯的基本组成反应堆堆芯由燃料组件和控制组件组成。
1. 燃料组件：燃料组件是核反应堆中的核燃料装置，通常采用铀或钚等放射性物质。
燃料组件的设计要考虑到燃料的寿命、燃耗率、热效应等因素，以实现高效的能量产生。
2. 控制组件：控制组件用于调节核反应堆中的核链式反应速率，以维持反应的稳定性。
常见的控制组件包括控制棒和反应性调节器。
控制棒通常由吸中子材料制成，如硼、银等，通过插入或抽出控制棒来调节反应堆的功率。
反应性调节器则通过改变反应堆中的中子速度分布来调节反应堆的功率。
二、反应堆堆芯的布局类型根据反应堆堆芯的布局方式，可以分为水冷堆、气冷堆和液态金属堆等几种类型。
1. 水冷堆：水冷堆是最常见的核反应堆类型，其堆芯布局采用水作为冷却剂和减速剂。
水冷堆的堆芯通常由燃料棒和冷却剂组成，燃料棒中的核燃料通过水的循环来冷却和减速中子。
水冷堆的优点是冷却剂易得、冷却效果好，但也存在着核燃料的损耗和核废料的处理等问题。
2. 气冷堆：气冷堆的堆芯布局采用气体作为冷却剂和减速剂。
气冷堆通常采用二氧化碳或氦气作为冷却剂，通过气体的循环来冷却和减速中子。
气冷堆的优点是冷却剂不易泄漏、冷却效果好，但也存在着冷却剂的压力控制和热传导问题。
3. 液态金属堆：液态金属堆的堆芯布局采用液态金属作为冷却剂和减速剂。
常见的液态金属堆包括钠冷快堆和铅冷快堆。
液态金属堆的优点是冷却效果好、热传导性能好，但也存在着液态金属的腐蚀和泄漏问题。
三、反应堆堆芯布局的优化反应堆堆芯布局的优化是提高核反应堆性能和安全性的重要手段。
1. 燃料布局优化：燃料布局的优化可以提高核燃料的利用率和燃耗率，减少核废料的产生。
核岛反应堆压力容器材料
（作者单位：中国一重大连加氢反应器制造有限公司）核岛反应堆压力容器材料赵帅◎核岛一回路系统设备（包括：反应堆压力容器RPV、蒸发器SG、稳压器、主冷却剂泵和主管道等），其中根据不同标准和设计RPV 主要由四种堆型，表1是从图纸上总结出来的四种不同RPV 堆型参数的对照信息。
表1目前RPV 堆型参数对照（注：除以上信息外，锻造和设计的结构上还有很多差异，如径向支承块、换料密封环和顶盖组件等等。
）一、材料根据反应堆的设计及结构特征，反应堆压力容器（RPV ）壳体材料除了要承受高温、高压，还要处在强烈的中子辐照下。
所以，要求材料具有优良的抗中子辐照催化能力、较高的断裂韧性、足够的强度、良好的焊接性能以及大厚锻件的均匀性能等。
为了满足以上综合性能，开发出了Mn-Mo-Ni 系的低合金钢，目前普遍应用材料为20MnMoNi （国标）/16MND5（法国）/SA 508Gr.3（美国）。
根据RCC-M/ASME 标准以及相应技术条件要求，其母材的化学成分和力学性能如表2和表3所示。
表2母材锻件的化学成分/wt%（注：焊接再热裂纹敏感系数ΔG=3.3[Mo%]+[Cr%]+8.1[V%]-2≤-0.1；碳当量Ceq=C+Si/24+Mn/6+Ni/40+Cr/5+Mo/4+V/14=（0.55~0.65））表3母材锻件的力学性能（落锤试验+KV 冲击试验，RTNDT ≤-23.3℃；横向和纵向是指试样相对于锻件主加工方向的取向）二、主要材料的焊接性由于RPV 长期在高温高压下工作，并承受强烈的中子辐照，所以焊缝金属有严重的脆化倾向，通常表现为冲击韧性的显著降低和脆性转变温度的明显提高。
因此，除了要求焊缝金属的力学性能与母材等同外，还要求焊缝金属的塑韧性有一定的余量，以保证RPV 能长期安全可靠地运行。
为了满足这一要求，主焊缝焊接要有合适的焊接工艺以及相匹配的焊接材料；而母材锻件属于低合金钢，Mn-Ni-Mo 合金元素的加入，增加了其淬透性，其碳当量Ceq=0.55~0.65之间，并且反应堆压力容器壁较厚，所以淬硬和冷裂倾向较大，这需要采用控制焊接线能量、降低氢含量；并且焊前预热和焊后热处理等措施，以防止冷裂纹的产生。
核反应堆工作原理
不同类型的核反应堆 具有不同的优点和缺 点，适用于不同的应
用场景
例如，轻水堆是商业 上最常用的核反应堆 类型之一，具有运行 稳定、维护简单、燃 料成本低等优点，但 也有较低的能量密度 和需要大量冷却水等
缺点
重水堆则使用重水作 为冷却剂和慢化剂， 具有较高的能量密度 和较低的放射性水平， 但燃料成本较高且需 要特殊的重水处理设
有重要的作用
2
随着科技的不断进步和技 术创新，核反应堆的技术 和应用也在不断发展和完
善
3
未来，随着能源需求的增 加和环保要求的提高，核 反应堆将在能源领域发挥
更加重要的作用
-
谢
谢
核反应堆的基本结构和工作原理
基本结构
核反应堆主要由以下几个部分组成
核燃料：这是核反应发 生的物质，通常是铀或 钚
冷却剂：用于将反应堆中 的热量传递出去，通常使 用轻水、重水或氦气
慢化剂：用于减缓核反 应的速率，通常使用石 墨或重水
控制棒：用于控制核反 应的速率，通过吸收中 子来减缓反应
保护壳：用于保护核反应 堆免受外部环境和地震的 影响，通常由厚实的钢壳 和混凝土组成
核反应堆工作原理
2020-xx-xx
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1
引言
2 核反应堆的基本结构和工作原理
3
核反应堆的类型和特点
4
结论
1
引言
引言
核反应堆是一种利用核能产生能量的装置，它 利用了核反应的能量来产生高温高压的水蒸气，
从而推动蒸汽轮机发电
核反应堆具有高效、安全、清洁的优点，是现 代能源工业的重要组成部分
2
核反应堆的基本结构和工作原 理
安全壳：用于保护公众免 受放射性物质的影响，通 常由厚实的混凝土和钢壳 组成
钼在核聚变反应堆中的应用
钼在核聚变反应堆中的应用1.引言1.1 概述钼是一种重要的金属元素，具有许多独特的特性和广泛的应用。
在核聚变反应堆中，钼扮演着重要的角色。
本文将探讨钼在核聚变反应堆中的应用以及其特性。
随着对清洁能源的需求不断增加，核聚变作为一种可持续发展的能源形式备受关注。
核聚变反应堆是实现核聚变过程的关键设施，钼在其中扮演着重要的角色。
钼具有高熔点、高熔化热和良好的机械性能，使其成为核聚变反应堆材料的理想选择。
首先，钼在核聚变反应堆中应用于制造反应堆的壳体。
反应堆壳体需要具备高温耐热性能和良好的辐射抗性。
钼的高熔点和熔化热使其能够承受高温和高能量密度的环境，而且其稳定性能能够抵御长时间的辐射损伤。
此外，钼的高强度和机械性能使其能够承受反应堆高压环境的挑战。
其次，钼在核聚变反应堆中用于制造材料的包层。
包层是用于保护反应堆中的聚变燃料，并确保燃料在高温、高能量环境下的稳定运行。
钼具有良好的耐腐蚀性和热稳定性，能够有效地隔离燃料与外界环境的接触，防止燃料的损坏和泄漏。
此外，钼还可用于制造核聚变反应堆中的冷却剂管道和结构部件。
冷却剂管道需要具备高温和高压环境下的优异耐腐蚀性和热导性能，而钼的特性正好符合这些要求。
钼制成的结构部件能够承受核聚变反应堆的高温和高辐射环境，保证反应堆的稳定运行。
综上所述，钼在核聚变反应堆中有着广泛的应用。
其特性使其成为制造反应堆壳体、材料包层以及冷却剂管道和结构部件的理想选择。
钼的应用将有助于提高核聚变反应堆的效率和可靠性，推动清洁能源的发展。
本文将深入探讨钼在核聚变反应堆中的具体应用和优势，以期为核聚变能源的研究和开发提供有价值的参考。
1.2 文章结构文章结构:本文分为三个主要部分：引言、正文和结论。
引言部分首先概述了本文的主题，即钼在核聚变反应堆中的应用。
接着介绍了文章的结构和目的。
正文部分将重点介绍钼的特性和钼在核聚变反应堆中的应用。
在2.1节中，将详细阐述钼的特性，包括其化学性质、物理性质和结构特点等。
聚变堆材料(部分示意,仅供参考)
1、核聚变反应堆所用的材料主要包括：A 热核材料；B 第一壁材料；C 高热流部件材料；D 氚增殖材料2、核聚变堆设计和工况条件A 第一壁环境条件，第一壁是聚变堆中离等离子体最近的部件，应具有抗中子辐照损伤能力，对氢脆和氦脆（指材料中掺入氢气、氦气，材料会变脆，相应性能降低）不敏感，与冷却介质和包层材料相容性好。
B 真空壁材料的设计限值，包括使用温度、热导率、热膨胀系数、强度、弹性模量等上限要求。
C 比起裂变反应堆，聚变反应堆具有特有的材料工艺问题：超导磁体及低温技术，强磁场下导电液体的泵送技术，14MeV 中子的辐照损伤、氦离子轰击和溅射起泡现象等。
3、第一壁材料（1）奥氏体（可以说是铁的同位素钢中性能最好的一种，应用范围最广，但也不绝对）不锈钢。
优点：该材料具有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好；缺点：但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。
（2）铁素体和马氏体不锈钢优点：与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好；缺点：但对热机械处理十分敏感，退火（钢材料性能改善的手段之一，退火温度由相图决定。
简单地讲，就是将钢的温度加热到某一温度，使晶格发生变化，以达到某种性能，再在这一新材料的基础上用某种手段降温至室温，降温速度不同，材料变形不同）温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。
（3）钒合金优点：具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜；缺点：不过存在氢脆现象，且钒合金的工业生产经验和性能数据较为贫乏，目前通常在惰性保护气体或真空环境中进行该合金的焊接工作。
（4）SiC/SiC 复合材料优点：具有优良的高温性能。
在氦冷却介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。
它比金属类材料在安全、维护和放射性处理方面具有更大的优势。
核反应堆-核电-核技术-核工程-核反应堆-核电-核技术-核工程-1.1 核反应堆的分类
中能中子堆——其中裂变反应主要由超热中子（能量约为
1Ev-10keV）引起
热中子堆——其中裂变反应主要由热中子（能量小于
0.1Ev）引起。
2
根据冷却剂(载热剂)材料分为：
气冷堆——采用空气、CO2、He、水蒸气等作为冷却剂 水冷堆——采用水，重水作为冷却剂 有机液冷堆——采用有机溶液作为冷却剂 液态金属冷堆——采用钠、铅、铅铋合金作为冷却剂。
4
堆型
中子谱 慢化剂 冷却 燃料形态 燃料富集
剂
度
压水堆 热中子 H2O
H2O
沸水堆 热中子 H2O
H2O
重水堆 热中子 D2O
D2O
UO2
3%左右
UO2
3%左右
UO2
天然铀或
稍浓缩铀
高温气 热中子 石墨 氦气 UC,ThO2 冷堆
7~20%
钠冷快 快中子 无 液态 UO2/PuO2 15~20%
脉冲堆和稳态堆5堆型中子谱慢化剂冷却剂剂燃料形态燃料富集度度压水堆热中子h2oh2ouo23左右沸水堆热中子h2oh2ouo23左右重水堆热中子d2od2ouo2天然铀或稍浓缩铀高温气冷堆热中子石墨氦气uctho2720钠冷快堆快中子无液态钠uo2puo215206多种多样的核反应堆?重水堆?沸水堆?压水堆?快堆核电站种类
1.1 反应堆的分类
核反应堆：装载了核燃料以实现大规模可控链式裂变反应的装置。
根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型
①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、 材料实验堆等。
②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如
反应堆简介[资料]
![反应堆简介[资料]](https://img.taocdn.com/s3/m/e4908e7f001ca300a6c30c22590102020740f2eb.png)
反应堆简介反应堆反应堆在原子能的和平利用中，最典型的当数原子能发电，也称核电。
如果说原子弹的爆炸是瞬间、不受控制地进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应的结果，那么原子能发电站利用的能量是来受控状态下持久进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应。
一种可以人为控制核裂变反应快慢并能维持链锁核裂变反应的装置叫做反应堆。
费米发明的反应堆是用来生产钚-239的，这种反应堆叫做生产堆。
原子能发电站的核心也是反应堆，它是用反应堆内核裂变反应产生的巨大热量生成饱和蒸汽驱动气轮机发电，这种反应堆叫做动力堆。
原子能发电与用煤、用油发电的区别仅在于产生热量的装置不同，前者是原子能反应堆，后者是燃煤、燃油锅炉。
反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。
活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。
现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。
压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为15.5 MPa ）下运行，所以叫压水堆；3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7 MPa，蒸汽的温度为275—290 ℃）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。
沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。
核反应堆制作方法
核反应堆制作方法一、引言核反应堆是利用核裂变或核聚变等核反应过程，将核能转化为其他形式能量的装置。
它在能源领域具有重要的地位，被广泛应用于发电、核医学、核研究等领域。
本文将介绍核反应堆的制作方法。
二、核反应堆的类型核反应堆可以分为裂变反应堆和聚变反应堆两种类型。
裂变反应堆利用重核裂变释放的能量进行发电，而聚变反应堆则利用轻核聚变释放的能量。
本文将重点介绍裂变反应堆的制作方法。
三、核反应堆的组成1. 燃料元件：核反应堆的关键组成部分，其中含有可裂变核素（如铀-235、钚-239等）。
燃料元件的制作需要进行核燃料浓缩、加工和成型等工艺步骤。
2. 反应堆堆芯：由燃料元件和调节材料（如碳、硼等）组成。
调节材料可以调节核反应过程中的中子流量，确保反应过程稳定。
3. 冷却剂：用于将反应堆中释放的热量带走，维持反应堆温度的稳定。
常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
4. 反应堆容器：包裹着核反应堆的外壳，用于保护反应堆和隔离辐射。
反应堆容器由厚重的钢材制成，具有较高的抗辐射能力。
5. 控制系统：用于监控和控制核反应堆的运行状态，包括温度、压力、中子流量等参数的测量和调节。
四、核反应堆的制作方法1. 设计和规划：核反应堆的制作过程始于详细的设计和规划。
根据反应堆的功率需求、使用场景和安全要求等因素，确定反应堆的尺寸、燃料组成、冷却剂和材料等参数。
2. 燃料元件制作：根据设计要求，制备含有可裂变核素的燃料元件。
这包括核燃料浓缩、加工和成型等工艺步骤。
燃料元件通常采用小型的圆柱形结构，以便于装配和更换。
3. 反应堆堆芯组装：根据设计和规划，将燃料元件和调节材料按照一定的顺序和布局组装成反应堆堆芯。
堆芯的组装需要精确的位置和间距控制，确保核反应过程的稳定和安全。
4. 冷却剂系统安装：根据设计要求，安装冷却剂系统，包括冷却剂循环管道、泵站和换热器等。
冷却剂系统的安装需要考虑反应堆的热量产生和散热需求，确保反应堆的温度稳定。
第二章--核反应堆材料
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。
常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土 元素。
镉 • 镉具有很高的热中子吸收截面，而且价格也够便宜，但由于熔 点低，在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降，因此只能 用于低温的研究性反应堆中。 银 -铟 -镉 • 把热中子吸收截面打的铟、银制成合金，具有很强的中子吸收 能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工， 有足够的强度，但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 硼 • 热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两 种同位素——硼-10和硼-11，吸收中子主要依靠硼-10。所以把 材料中的硼-10富集可提高控制效率。 • 其缺点是吸收中子后产生氦气，产生的氦气会使材料体积膨胀， 尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。 • 硼的应用：将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控 棒或装配成棒束型控制棒；在压水堆中用作化学补偿控制;补偿 反应堆剩余反应性。
7）安全壳材料
安全壳的体积很大，直径约为40m，高60m左右。内 层的钢密封衬是在现场组装和焊接的，焊前无法预热、焊 后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强 度高、塑韧性大。 安全壳材料多采用碳锰钢，如A516，16Mn和15MnNi 63钢 等。当壳体厚度超过38mm时，为了提高淬透性，改善强度 和韧性以及焊接性能，需采用低合金高强度钢A537或A387。
石墨在核反应堆中的重要作用
石墨在核反应堆中的重要作用石墨在核反应堆中的重要作用作为一种性能优良的材料，石墨在核反应堆中发挥着重要的作用。
无论是在传统的核能利用还是新型反应堆技术中，石墨都具有独特的物理和化学特性，使其成为核反应堆中不可或缺的组成部分。
在本文中，我们将深入探讨石墨在核反应堆中的多个方面，以帮助读者更全面、深刻地理解这一重要的应用。
1. 石墨在中子减速器中的应用中子减速器是一种常见的核反应堆类型，其核心部件是中子减速器，用于减慢高速中子的速度。
而石墨具有良好的中子减速特性，能够有效地将高速中子减速到适合核反应的速度范围。
石墨具有高中子反应截面和低吸收截面，能够减少中子的散射和吸收，从而提高了中子的利用效率。
2. 石墨在热中子反应堆中的应用热中子反应堆是目前主要的核能利用方式之一，利用热中子与燃料产生核裂变反应来释放能量。
在热中子反应堆中，石墨不仅用作中子减速材料，还用作反应堆结构材料。
石墨的高熔点和良好的热导性使其能够承受高温和高辐射环境，有效地保护燃料元件，并提供结构强度。
3. 石墨在高温气冷堆中的应用高温气冷堆是新一代的核反应堆技术，利用气体冷却剂代替传统的冷却剂，提高了系统的安全性和经济性。
石墨在高温气冷堆中扮演着重要的角色。
石墨作为结构材料，能够承受高温和高辐射环境。
石墨具有良好的热导性和中子反应截面，能够提供良好的热传导和中子减速性能。
4. 石墨在储氢材料中的应用除了在核反应堆中的应用，石墨还被广泛用作储氢材料。
石墨的结构具有良好的孔隙度和高表面积，能够吸附和储存大量的氢气分子。
这使得石墨在氢燃料电池和氢能源领域有着广泛的应用前景。
石墨的储氢性能受到石墨结构、孔隙度和气体环境等因素的影响，对于提高石墨的储氢性能，需要进一步的研究和改进。
总结回顾：石墨在核反应堆中发挥着重要的作用。
它不仅用作中子减速材料，提高中子利用效率，还用作反应堆结构材料，提供结构强度和保护燃料元件。
在新型的高温气冷堆中，石墨扮演着关键的角色，能够承受高温和高辐射环境，并提供热传导和中子减速性能。
核电关键材料范文
核电关键材料范文一、反应堆材料1.燃料元素：核电站的燃料元素主要是铀、铀-钚和铀-铀燃料。
这些燃料元素需要具备高温抗辐射、稳定性和易于加工的特点。
此外，还需要考虑核燃料的回收和处理问题。
2.燃料包壳：燃料包壳是保护燃料元素的关键组件，需要具备高温抗辐射和耐腐蚀的特点。
常用的包壳材料有锆合金、不锈钢和镍基合金。
3.反应堆压力容器：反应堆压力容器是核电站的核心组件，负责容纳反应堆燃料和冷却剂，并承受高温和高压。
常用的压力容器材料有低合金钢和不锈钢。
二、冷却剂材料1.轻水反应堆：轻水反应堆使用水作为冷却剂，因此需要具备耐高温和高压的特性。
常用的材料有不锈钢、钛合金和镍基合金。
2.重水反应堆：重水反应堆使用重水作为冷却剂，因此需要具备耐腐蚀和抑制中子吸收的特性。
常用的材料有铝合金、锆合金和镍基合金。
三、辅助设备材料1.冷却塔：冷却塔用于将核电站中发热的冷却剂冷却至环境温度。
常用的材料有水泥、钢筋和玻璃钢。
2.控制棒：控制棒用于控制核反应堆的输出功率，需要具备较高的耐辐射性和热导性能。
常用的材料有铜-铌合金、不锈钢和锆合金。
未来的发展趋势：1.开发高温材料：随着核电站的发展，对高温材料的需求也越来越大。
目前正在研发的高温材料主要包括碳化硅、碳化钨和氮化硼等。
2.创新防腐材料：核电站中的材料容易受到腐蚀，因此需要开发新的防腐材料。
目前的研究方向包括氧化铝涂层、陶瓷材料和高温合金等。
3.提高材料性能：随着科技的进步，可以通过改变材料的原子结构和添加适量的合金元素来提高其性能，例如提高材料的强度、导热性和耐辐射性。
总之，核电关键材料是实现核能产生和控制的基础，对核电站的运行稳定性和安全性起着关键作用。
随着核能的广泛应用和技术的不断进步，核电关键材料的研究和开发将成为核能领域的重要课题。
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金属型燃料的性能对比表
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陶瓷型燃料
陶瓷燃料是指铀、 陶瓷燃料是指铀、钚、 是指铀 钍的氧化物 碳化物和 氧化物、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物 常见的陶瓷燃料有UO2 常见的陶瓷燃料有 ，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（ 作温度限制（相变及肿 胀效应） 胀效应）
• 液态 • 固态 金属，陶瓷， 金属，陶瓷，弥散体型
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核心 包覆颗粒 燃料元件
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金属型燃料（ ） 金属型燃料（1）
① 金属型燃料的类型 主要包括金属铀及 主要包括金属铀及铀合金 金属铀 ② 金属铀的物理化学性质 银灰色金属，密度高 热导率高,工艺 银灰色金属，密度高(>18.6),热导率高 工艺 热导率高 性能好,熔点 熔点1133 ℃,沸点 沸点3600 ℃（优点） 优点） 性能好 熔点 沸点 化学活性强，与大多数非金属反应 缺点 缺点) 化学活性强，与大多数非金属反应(缺点 α、β、γ相的转变温度 ，772 、 、 相的转变温度 相的转变温度662，
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金属型燃料（ ） 金属型燃料（2）
③ 金属铀的工作条件限制 由于相变限制，只能低于665℃ 由于相变限制，只能低于 ℃ 相变限制 低于 辐照长大，定向长大限制低温工作环境 辐照长大， 辐照肿胀现象， 辐照肿胀现象，较高温度条件下的金属燃 现象 料变形
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第五章 核反应堆材料
王建军 wang-jianjun@ 电话： 电话：82569655
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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， 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
Kp = 1 −ε K 100 1 + βε
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二氧化铀的典型物性（ ） 二氧化铀的典型物性（2）
• 热导率（续） 热导率（ 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
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α射线特点 射线特点: 射线特点
射程最短（比较β射线和 射线） 射程最短（比较 射线和γ射线） 射线和 射线
β射线特点： 射线特点： 射线特点
射程较短（相较 射线 射线） 射程较短（相较γ射线）
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• 辐照效应之 射线 辐照效应之γ射线 γ射线特点： 射线特点： 射线特点
适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高)
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金属型燃料（ ） 金属型燃料（4）
④ 合金铀的相关说明
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主要合金形式有铀与锆、 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、 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， 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， 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， 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 熔点高，热导率高， 在高燃耗情况下辐照稳定性不好（ 铀－锆－2在高燃耗情况下辐照稳定性不好（西平港） 在高燃耗情况下辐照稳定性不好 西平港） 美国铀－ 美国铀－锆－钚合金 可用于快中子增殖
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核燃料的一般性要求
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
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核燃料的存在形态
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陶瓷型核燃料-UO2的辐照效应 陶瓷型核燃料
• 陶瓷型核燃料早期会出现密实化效应 陶瓷型核燃料早期会出现密实化效应 可能导致塌陷 可能导致塌陷 线功率密度增加，芯块温度升高 线功率密度增加，芯块温度升高 密度增加 芯块缩小，气体间隙变大，导热性能下降， 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 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
二氧化铀的制备
• 制备流程： 制备流程： 气象UF 气象 6 水解
压制生坯 UO2芯块 UO2粉末 UO3 ADU UF6 UO2F2
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
辐照效应是特定物质在特定辐照条件下的效应
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• 辐照效应之带电粒子 辐照效应之带电粒子 作用类型： 作用类型：
电离和激发（碰撞损失过程，速度不太高粒子） 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） 轫致辐射（辐射损能过程，高速粒子）
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K 95 =
• 热导率 与温度、燃料密度（ 与温度、燃料密度（ 孔隙率）、燃耗、 ）、燃耗 孔隙率）、燃耗、氧 铀比等有关 热导率计算
40.4 + 1.216 × 10 −4 × exp(0.001867t) 464 + t
K 95 = 0.0191 + 1.216 × 10 −4 × exp(0.001867t)
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• 辐照效应之裂变碎片 辐照效应之裂变碎片 裂变碎片本身不属于辐射效应范畴 裂变碎片本身不属于辐射效应范畴 辐射效应 裂变碎片可在裂变区域附近 裂变区域附近产生近似快中子 裂变碎片可在裂变区域附近产生近似快中子 辐照效应” 的“辐照效应”，即形成核燃料内原子位移 杂化效应及肿胀效应（两种效应） 杂化效应及肿胀效应（两种效应）
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核反应堆相关材料
• 按照功用可大致分为： 按照功用可大致分为： 功用可大致分为 核燃料材料 核燃料材料——提供核裂变 材料 提供核裂变 慢化剂材料 慢化剂材料——热中子反应堆必须 材料 热中子反应堆必须 冷却剂材料 冷却剂材料——带走所产生的热能 带走所产生的热能 材料 结构材料 结构材料——实现功能性 材料 实现功能性 控制材料 控制材料——控制核反应堆 材料 控制核反应堆
中子辐照损伤原理 中子辐照损伤原理 辐照损伤
位移能，原子 空穴 位移能，原子-空穴
中子与物质相互作用特点（快中子） 中子与物质相互作用特点（快中子）
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• 辐照效应之中子(2) 辐照效应之中子 中子
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陶瓷型核燃料缺点UO2 陶瓷型核燃料缺点
• 二氧化铀的导热性能较差，热导率低 二氧化铀的导热性能较差， 导热性能较差 • 传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大 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 热梯度或热震作用下可能导致脆化 作用下可能导致
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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） 射线， 带电粒子（α、β射线，来自于衰变过程） 中子（来源于裂变和中子核反应） 中子（来源于裂变和中子核反应） γ射线（来源于裂变、衰变等） 射线（来源于裂变、衰变等） 射线 裂变碎片（裂变反应） 裂变碎片（裂变反应）
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二氧化铀的典型物性（ ） 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， 二氧化铀比热可表示为温度函数，如：
c p = 304.38 + 2.51 × 10 −2 t − 6 × 10 6 /(t + 273.15)2 25℃ < t < 1226℃
c p = −712.25 + 2.789t − 2.71 × 10 −3 t 2 + 1.12 × 10 −6 t 3 − 1.59 × 10 −10 t 4
1226℃ < t < 2800℃
单位J/(kg℃)
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