第二章--核反应堆材料..
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。
核工业基础知识
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
（四）稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
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第三章 核电站动力装置
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三、一回路辅助系统 （一）化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积； 调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学 药剂，保持一回路的水质。 （二）主循环泵轴密封水系统 （三）硼回收系统 （四）补给水系统 （五）取样系统及分析室
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆（压力）容器、堆芯 （活性区）、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成，如图3所示。
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
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核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
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第三章 核电站动力装置
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二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 （一）反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
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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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
核聚变反应堆的关键材料都有哪些特点
核聚变反应堆的关键材料都有哪些特点在追求清洁能源的道路上，核聚变一直被视为人类未来能源的希望之光。
而要实现可控核聚变，关键材料的选择和性能至关重要。
这些关键材料具有一系列独特的特点，下面我们就来详细了解一下。
首先，让我们谈谈用于核聚变反应的燃料。
核聚变反应通常使用氢的同位素，如氘和氚。
氘在自然界中的含量相对丰富，可以从海水中提取，这是其一大优势。
氚则相对较为稀少，但可以通过在反应堆中利用锂与中子的反应来产生。
这两种燃料的特点在于它们能够在极高的温度和压力条件下发生核聚变，释放出巨大的能量。
而且，与传统的化石燃料相比，核聚变燃料的储量几乎是无限的，为人类提供了几乎取之不尽的能源供应。
说到核聚变反应堆，就不能不提到第一壁材料。
第一壁材料直接面对高温等离子体，承受着巨大的热负荷和粒子辐照。
常见的第一壁材料包括钨、钼等金属。
钨具有极高的熔点，能够在高温环境下保持稳定的结构和性能。
它的强度高，能够承受等离子体的冲击和侵蚀。
钼也具有良好的高温性能和机械强度。
除了第一壁材料，包层材料也是核聚变反应堆中的关键部分。
包层材料的主要作用是吸收中子产生热能，并实现氚的增殖。
目前，常用的包层材料有锂陶瓷和钒合金等。
锂陶瓷具有良好的中子吸收性能和热稳定性，能够有效地将中子的能量转化为热能，并增殖氚。
钒合金则具有较高的强度和韧性，能够在复杂的环境中保持结构完整性。
在核聚变反应堆中，还有一种重要的材料——超导材料。
超导材料能够在低温下实现零电阻，大大降低了能量损耗，提高了磁场的强度和稳定性。
常用的超导材料如铌钛合金和铌锡化合物等。
这些超导材料需要在极低的温度下工作，通常需要液氦或液氮来进行冷却。
它们的特点是能够承载极高的电流密度，从而产生强大的磁场，用于约束和控制核聚变反应中的等离子体。
另外，结构材料也是不可或缺的。
结构材料需要在高温、高压、强辐照等极端条件下保持良好的力学性能和稳定性。
例如，低活化钢具有较低的放射性活化特性，在长期使用后产生的放射性废物较少。
反应堆材料的辐射损伤与性能评估
反应堆材料的辐射损伤与性能评估引言核能是一种重要的能源来源，而核反应堆是核能的重要装置之一。
然而，核反应堆中的材料在长期的辐射环境下，会发生辐射损伤。
对于核反应堆材料的辐射损伤情况进行评估，对于确保核反应堆的安全运行至关重要。
本文将讨论反应堆材料的辐射损伤机理和性能评估方法。
第一章反应堆材料的辐射损伤机理1.1 核反应堆中的辐射环境核反应堆中存在各种粒子的辐射，包括中子、γ射线等。
这些粒子与材料原子之间发生相互作用，导致材料的辐射损伤。
1.2 辐射损伤的机理辐射损伤的主要机理包括核反应中的原子位移和核激发效应。
核反应中的原子位移会导致材料晶格缺陷的产生，如点缺陷（空位、间隙、杂质等）、线缺陷（位错）和面缺陷（螺旋缺陷等）。
而核激发效应会导致材料的电子激发和排斥效应。
第二章材料辐射损伤的性能评估2.1 性能评估的重要性对于反应堆材料的辐射损伤进行性能评估，可以提供有关材料在辐射环境下的性能变化情况，以及对材料长期稳定性和安全性的评估依据。
2.2 辐射损伤的评估指标辐射损伤的评估指标主要包括材料的辐照损伤剂量、位错密度变化、材料的硬度、断裂韧性等。
这些指标可以反映材料的辐射损伤程度和性能变化情况。
2.3 辐射损伤性能评估方法（1）实验方法实验方法是评估反应堆材料辐射损伤性能的主要手段之一。
常用的实验技术包括电子显微镜观察、穆斯堡尔谱、X射线衍射等，这些技术可以用来分析材料的晶格缺陷和变化情况。
（2）数值模拟方法数值模拟方法可以通过建立适当的材料模型和辐射损伤模型，对材料的辐射损伤进行模拟和预测。
常用的数值模拟方法包括分子动力学模拟、蒙特卡洛模拟等。
（3）性能预测方法性能预测方法通过建立材料的辐射损伤与性能之间的关联模型，根据辐射损伤指标预测材料的性能变化情况。
常用的性能预测方法包括统计学方法和机器学习方法等。
第三章材料辐射损伤的修复与改进3.1 辐射损伤的修复方法辐射损伤修复方法包括热退火、离子注入、局部加热等。
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。
《核反应堆热工分析》复习资料大全
《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力能够降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。
转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
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。
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。
综合知识第二章核反应堆基础(精简版)
第二章核反应堆工程基础引言（P21）1.1942年12月1日由美国科学家费米领导在芝加哥大学运动场看台下面建立了石墨反应堆，首次实现了原子核链式反应，开创人类利用核能新纪元。
2.核电、水电、火电一起构成世界电力能源的三大支柱。
核能是公认的经济、清洁、技术先进、具有广阔发展前景的能源。
3. 核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的可控自持链式裂变反应。
4.核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
5.核反应堆堆芯是核燃料存放的区域，核裂变链式反应就在其中进行。
6.链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过热传导、对流换热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过热力系统转化为所需的动力。
第一节 核裂变及核能的利用（P21-25）1. 核裂变的发现：（1）哈恩和斯特拉斯曼于1939年1月正式确认，中子束辐照铀靶的产物中，观察到了56Ba 和57La 的放射性同位素。
（2）迈特纳（Meitner L ）和福里施（Frisch O ）对上述实验事实进行了解释，指出铀核的稳定性很差，在俘获中子之后本身分裂为质量差别不很大的两个核，裂变（Fission ）一词就是由他们提出来的。
（3）裂变现象的发现，立刻引起人们极大的注意。
这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。
这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反应，从而使原子能的大规模利用成为可能。
（4）发现裂变到链式反应堆的建立，仅仅花了4年的时间，1942年12月第一个铀堆在美国投入运行。
2. 三分裂的概率很小，约为千分之三。
一、自发裂变与诱发裂变（P22-23）1.在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变；在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象称为诱发裂变。
2.1自发裂变（P22）1.自发裂变的一般表达式：2.在自发裂变的母核与裂变产物间满足如下的关系：A=A 1+A 2；Z=Z 1+Z 2，即粒子数守恒和电荷数守恒。
反应堆用材料
1、堆芯材料和热物性1.1、核燃料1.2、包壳材料1.3、冷却剂1.4、慢化剂1.1、核燃料z核燃料：裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料）铀－233钚－239转换燃料：钍－232铀－238z核燃料的形态：固态：实际应用的核燃料液态：未达到工业应用的程度1.1、核燃料z对固体核燃料的要求：ν燃料中易裂变原子密度高；ν具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内ν具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度ν在高温下与包壳材料的相容性好ν与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀ν工艺性能好，制造成本低，便于后处理1.1、核燃料z固体核燃料：ν金属铀与铀合金特点：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照稳定性差，有“肿胀”现象；不能在现在动力堆中使用。
ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。
高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。
1.1、核燃料z固体核燃料：ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化铀：特点热物性（熔点、密度、热导率、比热）钚、铀混合物：UO2+PuO2; UC+PuC; UN+PuNν弥散体燃料陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。
基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）1.1、核燃料z二氧化铀的堆内行为：二氧化铀燃料在反应堆内产生热能，由于其导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯块中心温度高达2000℃以上，而外缘温度只有500-600 ℃，形成大的温度梯度。
运行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着燃耗的加深，还将出现燃料的密实化，裂变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。
1.1、核燃料z芯块开裂辐照时燃料芯块内的温度梯度可达103-104℃/cm，热应力超过了燃料的断裂强度。
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。
核反应堆物理知识点总结
核反应堆物理知识点总结核反应堆的基本原理核反应堆是通过核裂变或核聚变反应释放能量，实现能量的控制和转换。
核反应堆中的燃料通常是放射性同位素，如铀、钚等。
在裂变反应中，这些放射性同位素被中子轰击后裂变成两个或更多的裂变产物，伴随着大量的能量释放；在聚变反应中，两个轻核子融合成一个重核子，同样伴随着释放大量的能量。
裂变反应的示意图如下所示，以铀-235为例：铀-235 + 中子→ 钒-141 + 锶-92 + 3中子 + 能量聚变反应的示意图如下所示，以氘与氚核聚变产生氦和中子为例：氘 + 氚→ 氦 + 中子 + 能量核反应堆的结构核反应堆通常由反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂、反应堆堆芯、反应堆容器等部件组成。
其中，反应堆压力容器是核反应堆的主要设备之一，用于容纳反应堆的燃料组件和控制棒，同时提供辐射屏蔽和冷却外壳。
燃料组件是反应堆的核心部件，包含了核燃料和结构材料，用于裂变或聚变反应产生能量。
控制棒是用来调节核反应堆功率的设备，通常由吸中子材料组成，可以调整中子通量，控制核裂变反应的速率。
冷却剂则是用来带走反应堆核心区的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理主要包括裂变链式反应、控制反应堆功率、调节中子通量、冷却反应堆核心等几个方面。
首先，核反应堆的工作是通过裂变链式反应来释放能量的。
在核反应堆中，加速中子被注入燃料组件，引发铀或钚等放射性同位素的核裂变，并释放更多的中子，在一连串的核裂变中，释放出巨大的能量。
其次，为了控制核反应堆的功率，需要调节中子通量。
一般情况下，核反应堆的功率是通过控制棒来调节的，控制棒的进出深度会影响中子的散射，从而调节核反应堆的功率。
最后，为了防止核反应堆过热，需要冷却反应堆核心。
核反应堆中通过冷却系统可以带走核反应堆核心的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的安全控制核反应堆的安全控制是核能工程的重要一环，主要包括核反应堆冷却系统设计、核反应堆辐射屏蔽设计、控制系统设计等。
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此外，对固体慢化剂还要求结构强度高，抗腐蚀 性能好，易于加工。对液体慢化剂要求不腐蚀结构材 料，熔点在室温以下，高温时具有低的蒸汽压。
分类：
固体：石墨、铍及氧化铍等 慢化剂 普通水 液体重水
1）石墨 石墨分为天然石墨和人造石墨两种。 天然石墨: 天然石墨是一种非金属矿物。 按其结晶的形状分 两种：形状呈颗粒状的叫致密土状石墨; 形状呈鱼鳞片的叫鳞片 状石墨。我国的石墨资源以鳞片状石墨矿为主。 人造石墨: 人造石墨是以无烟煤、 焦碳、 沥青等原料， 经过 煅烧、 粉碎、 筛分、 成型、 石墨化等工艺过程而制成的产品。 反应堆用石墨的要求： 纯度高； 密度高； 石墨化程度高。
2）堆内结构材料
功能：
支撑燃料组件以及它们的精确定位； 为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督提供支撑和导向； 合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量等。 要求： (1)强度高、塑韧性大、高温性能好； (2)中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性； (3)抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好； (4)热膨胀系数小，导热性能好； (5)易加工、成本低。 PWR的堆内构件用材主要是奥氏体不锈钢，部分材料采 用镍基合金。
核燃料分类
核燃料特点
1）金属型燃料： 金属铀的优点：铀的核密度高，导热性能好。缺点是燃料的工 作温度低化学活性强，在常温下也会与水起剧烈反应而产生氢气， 在空气中会氢化，粉末状态的铀易着火。在高温下只能与少数冷却 剂相容。
铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增加抗高 温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸收增加，需采用富 集铀。用于动力堆的只有铀-锆合金。 2）陶瓷型燃料： 二氧化铀优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照 下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性 好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。 主要缺点是导热性能差，燃料元件内径向温度梯度大，所产生的 热应力会使圆柱状的燃料芯块产生辐射状裂缝．同时晶粒的结构 也发生改变。
热中子
吸收
激发的复核
反冲核
由于(n,p) (n, α)反 应产生杂质原子 位移原子 （间隙原子和空穴）
γ射线 电离和电子激发
(n,p)
快中子
(n, α)
反冲核
射程结束
位移峰
（3）裂变碎片
裂变碎片带有大部分裂变所释放的能量，因此它 也使原子发生位移。且由于它的射程短，所以原子位 移只发生在发生裂变附近极小的区域出现，所形成的 位移峰效应和快中子相似。
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。
辐照对石墨的影响： 热导率下降； 尺寸变化； 潜能。
2）铍 铍是较好的慢化剂和反射层材料。 优点：慢化能力比石墨大、高温强度好、熔点、热导率、比 热都比较高，所以适用于高温反应堆，较强的抗腐蚀能力， 尤其在二氧化碳中稳定性良好。 缺点：较脆、难于加工、辐照性能差，且铍有毒、价格贵。
3）氧化铍 氧化铍是陶瓷燃料，热中子吸收截面小、慢化能力大、熔点 高，可在高温液态金属反应堆和高温气冷堆中做慢化剂、反 射层及核材料基体。 优点：具有良好的化学稳定性，在高温液态金属、二氧化碳 等中都是稳定的。 缺点：但在湿空气中加热会生成毒性的氢氧化铍挥发物，因 此比金属铍难于加工。
核燃料视频
3. 慢化剂材料
对固体慢化剂要求： (1)中子吸收截面小，质量数 低，散射截面大； (2)热稳定性及辐射稳定性好； (3)传热性能好； (4)密度高； (5)价廉易得。
对液体慢化剂的要求： （1）熔点在室温以下， 高温下蒸汽压要低 （2）良好的传热性能 （3）良好的热稳定性和 辐照稳定性 （4）原子密度高 （5）不腐： 强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂 相容性好； 纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定； 容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大； 成本低，高温高压下使用经验丰富等。 应用 轻水动力堆压力容器早期曾采用A212B锅炉钢，但为 了提高强度、增大淬透性和改善焊接性能以及随着堆功率 增大等原因，它又经历了A 212B(板材)—A302 B(板材)—A 533B(板材)—A5082 (锻材)—A5083 (锻材)的发展过程。目 前国内外广泛采用A5083钢。
Harbin Engineering University
核科学与技术学院
《核反应堆工程设计》
主要内容
1. 材料的辐照效应 2. 核燃料 3. 慢化剂材料 4. 冷却剂材料 5. 结构材料 6. 控制材料
前言
反应堆材料在核电站中的作用和地位是十分重要的：
1.反应堆安全的重点是防止堆内放射性物质外逸； 2.核电厂的可靠性和经济性也与材料密切相关； 3.反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命也有密切的关 系； 4.反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系列化、商品 化和改进与发展都起着重要的先导作用。 核动力设备的材料必须按照其使用条件合理选用，必须符合 国家制定的相应规范和标准
5）蒸汽发生器材料
传热管材料要求： 热强性、热稳定性和焊接性能好； 基体组织稳定，导热率高、热膨胀系数小； 抗均匀腐蚀和抗局部腐蚀能力强； 具有足够的塑性和韧性。以便适应弯管、胀管的 加工和抗振动。
应用
压水堆蒸汽发生器的传热管早期曾采用过18-8型不锈 钢并满意地使用了三年多。但因奥氏体不锈钢对应力腐蚀 敏感，后被耐热、耐蚀合金因科镍—600(Inconel-600)所 代替。
（1）带电粒子和γ射线
β粒子、 γ射线通过物质时会引起电离或电子激发，即它 们仅扰动物质中原子和电子。由于β射线的射程短，因此电离 主要是由于γ射线的影响。电离作用使化合物的化学键破坏而 分解成单体。由于α粒子在物质中射程较短，在热中子反应堆 中，它们并不重要，暂不讨论。
（2）中子
在反应堆中，中子是引起材料辐照损伤的重要原因， 中子进入物质后与原子发生碰撞，并把大量能量传递给原 子，被碰撞的原子离开原来晶体点阵中的平衡位置，成为 间隙原子，并留下一个相应的空穴。这样或多或少都会在 晶体中造成永久的缺陷，从而引起材料物理化学性质的永 久性质的变化。
重水慢化堆采用重水作 价格昂贵 冷却剂的好处是可以减 少核燃料的装载量或降 低核燃料的浓缩度 钠作为冷却剂主要应用 钠水剧烈反应、温度梯度质 于快中子堆。 量迁移、金属的扩散结合、 存在由反应性正空泡效应引 起的控制和安全问题。 气体作为冷却剂主要应 因运行压力和流量大而消耗 用于气冷堆 功率大、价格昂贵、泄漏问 题。
6）屏蔽材料
用于防止光子、中子和放射性射线或热辐射危害的材料，称 为屏蔽材料。它大量用在反应堆周围，以阻挡各种射线， 防止堆内中子和γ射线对人员的危害、设备的损伤和测试 信号的干扰等。 根据射线和物质相互作用的机制可知，原子序数大、密度高 的材料常用作屏蔽γ射线，如铅、铸铁和重混凝土等；原 子序数小，密度低的材料，如石墨、石蜡和轻水等常用作 屏蔽中子。 但对高能中子也常用重金属或不锈钢作屏蔽材料，利用它们 对高能中子的非弹性散射吸收中子能量。另外还常用硼、 三氧化二硼或碳化硼的形式与中子屏蔽材料组合使用，以 减少(n，γ)反应的放射源强度。
4）反应堆回路材料
要求： 抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强； 基体组织稳定、夹杂物少，具有足够的强度、 塑性和热强性； 铸造和焊接性能好，生产工艺成熟； 成本低，有类似工况的使用经验；
应用
沸水堆多采用AISI304不锈钢， 压水堆早期曾采用304或316无缝钢管。现在多采用含有少量δ铁素体的 AISI 316离心铸造管。 快堆一回路管道多用316不锈钢，二回路管道采用304或316不锈钢。 CANDU重水堆的回路管道也是采用奥氏体不锈钢。
• 3）弥散型燃料：
• 弥散型燃料是由二氧化铀或碳化铀等陶瓷燃料颗粒， 依所需的物理性质弥散在金属、非金属或陶瓷基体上所组 成。其优点是能比合金燃料承受更高的燃耗。弥散型燃料 的基体应具有较小的中子吸收截面。 • 在制作过程中应使燃料颗粒足够分散，这样，裂变碎 片造成的辐照损伤区不会发生重叠，从而使燃料元件能在 较高的燃耗下个发生明显的肿胀。 • 弥散型燃料的各种性质与基体材料类似，通常具有较 高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀。但由于弥散型燃料 中基体材料所占的百分比大，燃料颗粒弥散后会受到稀释， 故必须采用富集铀。
反应堆材料的性能应满足下列要求:
核性能 力学性能 化学性能 物理性能 辐照性能 工艺性能 经济性
1. 材料的辐照效应
辐照产生的晶体缺陷是引起材料性能变化的根源，由 于性能的变化直接关系到反应堆的安全和寿命，因而工程 上最关心的就是辐照效应。 来源：α 、β 粒子,γ 射线,中子和裂变碎片