核反应堆结构与材料材料1

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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
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
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
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• 辐照效应之中子(1) ➢中子与物质相互作用类型：
✓弹性碰撞，非弹性碰撞，辐射俘获，放出带电粒 子反应（n,p)，放出几个中子的反应（高能中子 反应），裂变反应
➢中子辐照损伤原理
✓位移能，原子-空穴
➢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)
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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。
➢热导率计算
K 95
40.4 464 t
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）
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金属型燃料（4） Harbin Engineering University
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
25℃ t 1226℃
cp 712.252.789t2.71103t 2 1.12106t 3 1.591010t 4
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
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二氧化铀的制备
• 制备流程：
➢气象UF6 水解 与稀氨水溶液
• 缺点：基体份额大，高富集度燃料颗粒
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核燃料的应用Harbin Engineering University
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金属型燃料wk.baidu.com1）
① 金属型燃料的类型 主要包括金属铀及铀合金
② 金属铀的物理化学性质 银灰色金属，密度高(>18.6),热导率高,工艺 性能好,熔点1133 ℃,沸点3600 ℃（优点） 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662，772
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弥散体型燃料特点
• 陶瓷燃料颗粒的尺寸与颗粒之间的间距均远大于裂变 产物的射程，燃耗可以比较深；
• 燃料和冷却剂之间基本没有相互作用问题，减少了冷 却剂回路被污染的可能性；
• 燃料与基体的性质相似，因此导热、辐照及耐辐射性 能好，强度和延性好，能承受热应力
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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（α、β射线，来自于衰变过程） ➢中子（来源于裂变和中子核反应） ➢γ射线（来源于裂变、衰变等） ➢裂变碎片（裂变反应）
辐照效应是特定物质在特定辐照条件下的效应
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二氧化铀的典型物性（1）
• 密度
• 热导率
➢理论密度10.98g/cm3
➢振动密实密度：大约 为理论密度的82-91%
➢烧结二氧化铀燃料芯 块密度约为理论密度 的88-98%
➢一般取95%
➢与温度、燃料密度（ 孔隙率）、燃耗、氧 铀比等有关
• 反应堆内要求 ➢抗辐照性能 ➢与中子相互作用
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核反应堆相关材料
• 按照功用可大致分为： ➢核燃料材料——提供核裂变 ➢慢化剂材料——热中子反应堆必须 ➢冷却剂材料——带走所产生的热能 ➢结构材料——实现功能性 ➢控制材料——控制核反应堆
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• 辐照效应之γ射线 ➢γ射线特点：
✓射程较长（相较γ射线） ✓作用形式复杂：光电效应；康普顿-吴有训散射
效应和电子对效应 ✓与物质相互作用机理：共价键化合物，离子键化
合物及金属键
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➢混合氧化物（UO2+PuO2） ➢混合碳化物（UC+PuC） ➢混合氮化物（UN+PuN）
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混合物燃料性质比较 Harbin Engineering University
• 混合氧化物
• 碳化物（U） • 氮化物（U）
➢ 熔点高
➢ 高温化学稳定性 ➢ 抗辐照能力好
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• 辐照效应之带电粒子 ➢作用类型：
✓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）
➢α射线特点:
✓射程最短（比较β射线和γ射线）
➢β射线特点：
✓射程较短（相较γ射线）
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陶瓷型核燃料-UO2的辐照效应
• 陶瓷型核燃料早期会出现密实化效应 ➢可能导致塌陷 ➢线功率密度增加，芯块温度升高 ➢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 ➢临界燃耗主要与燃料自身密度相关
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第五章 核反应堆材料
王建军 wang-jianjun@hrbeu.edu.cn
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，导热性能
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
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核燃料的一般性要求
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良好的热物性，例如热导率高
抗辐照能力强，燃耗深
反应 重铀酸铵 沉淀 煅烧
UO3 还原 UO2 生坯 烧结芯块
UF6
压制生坯
UO2F2
UO2芯块
UO2粉末
ADU
UO3
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其他陶瓷型燃料性质
• 二氧化铀是目前水冷反应堆广泛使用的燃料 • 陶瓷混合物是常用的快堆燃料
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• 辐照效应之裂变碎片 ➢裂变碎片本身不属于辐射效应范畴 ➢裂变碎片可在裂变区域附近产生近似快中子 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）
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弥散体型燃料基体相要求
① 运行范围内有足够的蠕变强度和韧性 ② 中子吸收截面低，抗辐照能力强 ③ 热导率高 ④ 热膨胀系数低，并与燃料的膨胀性能相似 ⑤ 与冷却剂材料的相容性好 ⑥ 在使用和加工温度条件下，不析出新相
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熔点高；未经辐照的测 定值2805±15℃
具有与高温水、钠等的 良好相容性，耐腐蚀能 力好
胀效应）
与包壳相容性良好
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陶瓷型核燃料缺点UO2
• 二氧化铀的导热性能较差，热导率低 • 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
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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℃ 辐照长大，定向长大限制低温工作环境 辐照肿胀现象，较高温度条件下的金属燃 料变形
适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高)
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 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
核心 包覆颗粒 燃料元件
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• 辐照效应之中子(3) ➢辐照损伤程度与材料及辐照温度有关 ➢中子辐照损伤通常产生脆化效应，即硬度增 加，延性下降 ➢辐照肿胀及定向生长（反应堆内效应） ➢提高辐照温度可减轻损伤，即“退火”效应
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• 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
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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，如：
cp 304.38 2.51102 t 6 106 /(t 273.15)2
• 例如Al，不锈钢，Zr， 石墨等基体
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
① 高浓缩性 ② 强度好 ③ 在加工及运行环境下，与基体相容性好 ④ 非裂变中子吸收截面低 ⑤ 抗辐照性能好
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➢ 辐射稳定性好 ➢ 与冷却剂、包壳
相容性好 金属原子密度低
好 ➢ 热导率高 ➢ 理论密度大 ➢ 金属原子数密度
大，中子效率高
➢ 抗高温蠕变强 ➢ 热导率高 ➢ 含U密度最高 ➢ 增殖比大
快堆中氧有慢化
，增殖比大，倍 ➢ 与包壳相容性好
作用
增时间少
➢ 肿胀较弱
热导率低 深度燃耗肿胀
➢ 易于与水反应 高温易分解 ➢ 高温条件下肿胀 N对中子吸收