第二章--核反应堆材料
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
核反应堆堆型及原料制备
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核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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来自汽轮机系统的给水进入反应堆容器后，沿堆芯
围筒和容器内壁之间的环形空间下降，在再循环泵
作用下进入堆下腔室，再折流向上流过堆芯，受热
并202部0/2/5分汽化。
核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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汽水混合物经汽水分离后，水沿环形空间下降，与给
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核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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• 冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14％（重量）被变成蒸 汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽—水分离器 和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只 好从堆芯下方插入。
• 典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、 燃料组件和控制棒等如下图所示（图1-2-15）。堆芯内共有 约800个燃料组件，每个组件为8×8正方排列、其中含有62 根燃料元件和2根空的中央棒（水棒）。沸水堆燃料棒束外 有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。 具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件盒的中 间。
水混合，通过喷射泵回入堆芯。 285℃饱和温度的汽
水混合物则经干燥器干燥后出堆，通往汽轮发电机，
做功发电。 2020/2/5
核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99.75％.汽轮机乏汽冷凝后经 净化、加热，经再循环泵被送回堆芯，形成闭式循环，堆内装 有数台内装式再循环泵。汽水分离器和汽轮机凝汽器返回的给 水由泵送回堆芯去再循环。
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汽水分离
汽水分离器和蒸汽干燥器设置在堆芯上方。 从堆芯流出的蒸汽和水的二相混合流体先经过 汽水分离器（轴流式离心分离器）以除去大部 分的水，分离出来的湿蒸汽再进入蒸汽干燥器 （具有许多叶片和沟槽的干燥器装置）以提高 蒸汽干度，然后通过管道直接进入汽轮机。
核聚变反应堆的材料科学研究
核聚变反应堆的材料科学研究在当今能源需求不断增长、传统能源面临诸多限制的背景下，核聚变作为一种几乎取之不尽、用之不竭的清洁能源，成为了科学界和工程界的研究热点。
然而，要实现可控核聚变并将其转化为实用的能源，面临着众多巨大的挑战，其中材料科学的研究是至关重要的一环。
核聚变反应发生在极高的温度和压力条件下，对反应堆内所使用的材料提出了极其苛刻的要求。
首先，材料需要能够承受高温环境，通常在数千万度甚至更高的温度下保持稳定的物理和化学性质。
在这样的高温下，大多数常规材料都会迅速熔化、气化甚至发生分解。
其次，材料还需要承受强大的中子辐照。
在核聚变反应中，会产生大量高能中子，这些中子会与材料中的原子发生碰撞，导致原子移位、产生缺陷，并引起材料的结构和性能发生变化。
长期的中子辐照可能会使材料变脆、失去强度，甚至出现放射性。
另外，核聚变反应堆内的材料还需要具备良好的导热性能。
快速将反应产生的热量导出，对于维持反应堆的稳定运行和防止局部过热至关重要。
同时，材料也需要具备良好的抗腐蚀性能，以应对复杂的化学环境。
在众多材料中，钨及其合金由于其高熔点、高强度和良好的抗中子辐照性能，成为了核聚变反应堆中面向等离子体部件的候选材料之一。
然而，钨在高温下容易脆化，并且其加工难度较大，这给实际应用带来了一定的困难。
科学家们正在通过改进制备工艺、添加合金元素等方法来改善钨材料的性能。
另一种备受关注的材料是碳化硅复合材料。
碳化硅具有良好的高温稳定性、导热性和抗辐照性能，同时其密度相对较低，有利于减轻反应堆的重量。
但碳化硅在高温下与氢气等气体的反应以及其复杂的制备工艺仍然是需要解决的问题。
除了上述材料，一些新型的高温超导材料也在研究之中。
这些超导材料在低温下能够实现零电阻，有助于提高磁场强度，从而更好地约束等离子体。
但超导材料的低温工作条件和复杂的冷却系统也带来了一系列技术挑战。
为了开发出适合核聚变反应堆的理想材料，科学家们采用了多种研究方法。
核反应堆结构与材料材料1共33页文档
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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
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核科学与技术学院
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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
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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
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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
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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
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第二章--核反应堆材料
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。
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。
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
《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。
2核反应堆工程概论第二章
二、中子核反应
2.2 非弹性散射 类似于弹性散射，但是靶核的能级状 态有所升高。碰撞后，中子的能量和运 动方向均有所改变。伴随着靶核的γ衰 变。高能中子与重核的散射反应主要是 非弹性散射。
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二、中子核反应
2.3 中子俘获反应 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获。靶核 的能级状态升高，因此通常伴随着β、γ衰 变。这类反应在反应堆中通常相当于损失中 子。反应堆中一般情况下不希望看到中子损 失。但是，通常是利用某些吸收中子能力很 强的材料来实现反应堆的控制。另外，某些 不裂变材料的靶核吸收中子后最终可以部分 地转化为可裂变材料(转化比与增殖比)，为人 工制造可裂变材料提供了途径：
238U
＋n → 232Th ＋ n →
→ 239Np → 239Pu 233Th → 233Pa → 233U
239U
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二、中子核反应
2.4 裂变反应 (1) 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后， 靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核）， 同时释放出2－3个中子和能量（结合能）。并 非所有的物质与中子作用都可以发生裂变。自 然界中存在的物质只有235U与中子作用可以发生 裂变反应。人工制造的裂变材料包括233U、 239Pu等。通过比较裂变临界能(Ecr)与靶核吸收 一个中子所释放的结合能(Eb)来认定易裂变核 素(如235U)与可裂变核素(如238U)。
ci371010bq12原子核内核子间的作用力13结合能与比结合能原子核的质量比组成它的核子的总质量小表明由自由核子结合而成原子核的时候有能量释放出来这种由自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合比结合能曲线
核能技术设计研究院
第二章：核物理基础
核反应堆工程概论
第二章：核物理基础
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％，
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。
核反应堆材料
核反应堆材料核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。
除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。
核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。
冷却剂又称载热剂。
其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。
冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。
常用的冷却剂分气体和液体两类。
气体冷却剂有二氧化碳和氦气。
其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。
液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。
后者具有热导率高、蒸气压低的特点。
快增殖堆常用液态钠作冷却剂。
液态钠熔点较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。
此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na ，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。
慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。
对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。
常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。
轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐射分解。
重水的吸收截面小，并可发生（γ，n ）反应而为链式反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏损失、污染和与氢化物发生同位素交换。
石墨的吸收截面低于重水，但价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。
此外，还可用碳氢化合物、铍等作慢化剂材料。
铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺寸，但铍有剧毒、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使用受到限制。
反射层材料在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。
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。
核聚变反应堆材料的研究与应用
核聚变反应堆材料的研究与应用一、概述核聚变反应堆是未来能源的重要选择之一，其能源来源是克服了核裂变反应堆的短板，解决了长期以来的核废料处理问题。
而研究与应用核聚变反应堆材料则是实现核聚变反应堆的必要条件。
本文将从材料的选取、研究和应用等方面，探讨核聚变反应堆材料的研究与应用情况。
二、材料的选取材料是核聚变反应堆重要的组成部分，选取合适的材料能够保证反应堆的运转以及在长时间内的稳定性。
目前，选取核聚变反应堆材料的依据主要有以下几个方面：1. 物理特性材料应当具有良好的耐热性和辐射稳定性。
核聚变反应堆是通过热力学循环将反应堆内部的热转化为电能，因此需要中子的热效应达到一定程度，同时材料还要对高温辐射环境具有耐受性。
2. 化学特性材料应当具有良好的抗腐蚀性以及化学稳定性。
反应堆内部环境比较复杂，因此需要选取对于杂质和氧化物稳定的材料。
同时还需要避免材料在高温、高速流动的气体中发生化学反应，产生腐蚀、积碳等问题。
3. 机械特性选取的材料应当具有一定的机械强度，以保证在反应堆运行过程中的抗载能力。
同时在维护反应堆的过程中还需要避免因材料的脆性而发生裂纹、断裂等问题。
4. 安全性材料的安全性是非常重要的考虑因素，这不仅限于在反应堆内的运转安全，也包括储运等环节。
在核聚变反应堆运转过程中不排除突发安全事件的可能性，因此需要选取经过长期稳定性测试的材料，如铁素体钢和氧化钨等复合材料，以确保机械性能和热性能的同时，保证材料的安全性。
三、材料的研究材料的选取只是材料研究的第一步，如何通过处理和制备来提高材料的物理特性、化学特性和机械特性等方面的表现，是材料研究的重点。
1. 材料的加工材料加工是提高材料物理性能的重要手段。
常规的加工方法如复合、热压、热静压、拉伸和火花等离子体等。
通过这些手段，可以提高核聚变反应堆材料的热稳定性、辐射稳定性和化学稳定性等方面的表现。
同时，还可以提高材料的机械强度、韧性和耐疲劳性能等。
2. 材料的表面改性材料的表面改性对于提高材料的性能有很大的作用，表面改性包括电子束处理、离子注入和表面涂层等。
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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。
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。
钠
气 体
5.结构材料
包括：燃料包壳材料、堆内构件材料、反应堆压力容器材料、 反应堆回路材料、蒸汽发生器材料、屏蔽材料和安全 壳材料。
几种结构材料
• • • • • •
a. 铝、镁及其合金 b. 锆合金 c. 不锈钢 d. 镍基合金 e. 碳钢 f. 混凝土
1）包壳材料 要求： 热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短； 强度高、塑韧性好，抗腐蚀性强、对晶间腐蚀、应力腐蚀 和吸氢不敏感； 热强性、热稳定性和抗辐照性能好； 导热率高、热膨胀系数小，与燃料和冷却剂相容性好； 易加工、便于焊接和成本低廉。 适宜作包壳用的材料主要有：铝及铝合金、镁合金、锆合金和 奥氏体不锈钢以及高密度热解碳等。
3）堆内压力容器材料
要求： 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。
碳化铀的优点：高温下化学稳定性好；热导率比二氧 化铀大许多倍，因此在相当高的比功率下也不致造成 中心熔化；它的理论密度较高(13．63g／cm3)。因而 每单位体积中含铀量比二氧化铀多。缺点是容易和水 及蒸汽发生反应；包容裂变气体的能力不如二氧化铀， 因此在高温下肿胀率大。 氮化铀燃料的优点：抗辐照、抗高温蠕变能力强； 热导率高，和碳化铀相当；含铀密度比二氧化铀、碳 化铀都高；在空气中不发生明显的腐蚀；用作快堆构 料时增殖比大于二氧化铀燃料。 尤其是成分为(U0.8Pu0.2)N混合氮化物，与包壳的 相容性好，肿胀较低。但高温下容易分解，所以，中 心温度必须小于1250℃。此外，氮对中子的有害吸 收较氧和碳大，使燃料循环成本增加。
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
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。
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。
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。
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。
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。
• 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。
（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。
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
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。
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
6. 控制材料
控制材料是实现反应堆的可调功能的材料，其特点 是中子吸收截面大，对反应推的正反应性有抑制、释放和 调节的作用。 控制材料要求 能有效地吸收中子外，能抗腐蚀； 在运行的温度和辐照条件下具有化学和尺寸稳定性； 有足够的机械强度； 有良好的热传导性以把吸收中子反应所产生的热量导 出； 价廉易得，容易加工。