核电站培训材料1

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得道多助失道寡助，掌控人心方位上 。21:56:3621:5 6:3621:56Tues day , November 24, 2020
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安全在于心细，事故出在麻痹。20.11. 2420.1 1.2421:56:3621 :56:36 November 24, 2020
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CANDU 型反应堆流程图
图 1.3
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快堆电站系统
图1.4
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池式快堆电站系统
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来自百度文库
回路式快堆电站系统
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1.2 材料的分类
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材料的分类
1）常规岛用材料：凡是不暴露于放射性环境或一次水回 路的材料都属于这一类。这类材料与一般工业用材没 特殊的区别，
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包壳材料应具备的性能
（1） 具有小的中子吸收截面； （2） 具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中
子辐照下不要产生强的长寿命核素。
（3） 具有良好的抗腐蚀性能，与燃料、冷却剂 相容性好。
（4） 具有好的强度、塑性及蠕变性能。 （5） 好的导热性能及低的线膨胀系数。 （6） 易于加工，焊接性能好。 （7） 材料容易获得，成本低。
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屏蔽材料
• 是指用于屏蔽放射线，中子或热量的材 料。
• 屏蔽放射线要用质量大、密度大的材料， 如铅、贫铀、重混凝土等；
• 屏蔽中子要用轻质材料，如轻水、石蜡、 石墨等；
• 屏蔽热量要用空腔不锈钢弧形瓦或增大 间距，增厚屏障层来达到。
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对核电厂材料的要求（1）
谢谢大家！
为了保证反应堆安全运行和设计寿命，各部件在 服役时必须具有稳定性、完整性和可靠性，材料 的性能应满足下列要求： • 核性能：中子吸收截面，活化截面等 • 力学性能：足够的强度，韧、塑性，耐热性 • 物理性能：导热，热膨胀，熔点，晶体结构 • 化学性能：抗腐蚀性（包括SCC,氢脆等），抗高 温氧化，与其他材料的相容性
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（3）熔点高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点以下的 密度、形状、尺寸及其它变化。
（4）低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。 （5）具有化学稳定性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化学反应。 （6）辐照下稳定性好，即在强辐照下不会因肿胀、开裂和蠕变等引
起变形而失效；机械性能（强度、韧性等）也不应在辐照下有很 大的变化。 （7）材料的物理和力学性能好 （8）易于加工，并能经济地生产。
2）反应堆核岛用材料：由于这部分材料暴露在辐射场内， 存在核材料的特殊问题。 （1）核燃料： a 易裂变核素－任何能量中子都能引起核裂变的核 素。如铀-235、铀-233、钚-239。 b 可转换核素是指某核素在俘获高能中子（>1MeV） 以后会转换为可裂变核素。 如钍-232、铀-238 。 (2) 非核燃料（又统称结构材料）：包括包壳材料， 结构材料，慢化材料，冷却剂材料，反射材料，控制 材料及屏蔽材料。
验丰富
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理想的燃料须具备以下特点
（1）燃料中易裂变原子密度高，即材料中应含有高浓度的裂变（或 增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截面大的原子。
（2）导热性能好，即可以有高的功率密度（每单位堆芯体积的热功 率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功率高），燃料能 承受高的热流而不产生过大的温度梯度，并能使燃料中心温度保 持在熔点以下。
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时间是人类发展的空间。2020年11月2 4日星 期二9时 56分36 秒21:5 6:3624 November 2020
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每一次的加油，每一次的努力都是为 了下一 次更好 的自己 。20.11. 2420.1 1.24Tu esday , November 24, 2020
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核电站材料
阮於珍编著
第一章 概述 （3学时）
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核电简史
• 1955年开始发展核工业主要为军用
• 1972年开始筹建核电站
• 秦山一期30万千瓦（300MW）核电站 1981年11月获批准，1985年开工，1994 年竣工
• 大亚湾100 万千瓦（1000MW）核电站 1982年12月批准，1987年开工，1995年 竣工
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1.3 核电厂主要部件用材的 基本要求
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对核电厂材料的要求
• 核性能：中子吸收、中子散射等 • 抗辐照性能：辐照导致材料的性能改变，辐照肿
胀，辐照生长，氦脆，辐照诱导放射性等
• 抗腐蚀性能：与环境、与相邻部件材料的相容性 等
• 物理性能：导热性，热膨胀，熔点等 • 机械性能：强度、塑性、韧性、蠕变、疲劳等 • 工艺性能：冷加工，热加工，焊接，热处理等 • 经济性：原材料来源方便，制造成本低，使用经
• 反射材料是指该材料的原子与从堆芯逃逸的中 子发生碰撞后，能使从堆芯逃逸的中子无吸收 地反弹回堆芯的材料。
• 要求与中子反应时散射截面大，吸收截面小。
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控制材料
• 是一种中子吸收体，用于反应堆使其实 现受控核裂变的材料。
• 控制材料必须有足够的强度，抗腐蚀、 耐辐照、少的感生放射性、物理性能好， 同时价格因素也很重要。
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人生不是自发的自我发展，而是一长 串机缘 。事件 和决定 ，这些 机缘、 事件和 决定在 它们实 现的当 时是取 决于我 们的意 志的。2 020年1 1月24 日星期 二9时56 分36秒 Tuesday , November 24, 2020
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感情上的亲密，发展友谊；钱财上的 亲密， 破坏友 谊。20. 11.2420 20年11 月24日 星期二 9时56 分36秒2 0.11.24
• 海阳 • 福清 • 阳江 • 台山
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1.1 材料在核电站中的重要性 （材料问题的严峻性）
• 核电厂经济性面临的挑战 • 核电厂安全性面临的挑战 • 核电厂材料的工作条件 高温，高压，温度梯度，强辐射，腐蚀
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核电厂材料的工作条件 PWR
• 高温：290--320℃ • 高压：15.5 MPa • 温度梯度：2000--4000 ℃/cm • 强辐射: α、β、γ、中子、裂变产物 • 腐蚀：腐蚀介质、水的辐照分解产物
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包壳材料
• 是指包裹核燃料的材料。包壳是燃料与 冷却剂隔离的屏障；也是反应堆安全的 第一道屏障。它的作用是防止燃料与冷 却剂反应；防止裂变产物逃逸；保持燃 料棒的完整性。
• 要求材料具有小的中子吸收截面、高的 导热系数、强度好、韧塑性好、耐腐蚀、 抗辐照、热稳定性好等。
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• 对这部分材料的除了机械性能和工艺性能方面 要求外，还要求抗腐蚀，不带和少带会造成长 寿命核素的元素，以及对堆内性能发生干扰的 元素。
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一回路管道和阀门材料
• 一回路管道和阀门都处于高温高压下，是压力 边界，要严防泄漏。所用的材料要耐腐蚀，不 带或少带造成长寿命核素的元素，以及对堆内 性能发生干扰的元素，如钴、硼等。大部分的 一回路管道和阀门都采用奥氏体不锈钢制作。 由于一回路管道比较大也有用低合金钢制作， 内衬不锈钢的。有的公司对大直径的直管，使 用离心铸造，对弯管使用静态铸造。
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当前已运行的核电站
• 秦山一期—30万 • 秦山二期—2×65万 • 秦山三期—2×72.8万 • 大亚湾—2×100万 • 岭澳—2×100万 • 田湾—2×100万
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在建核电站
• 秦山二期2×65万 • 三门 2×100万 • 岭澳二期2×100万 • 方家山2×100万 • 红沿河2×100万 • 宁德2×100万
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结构材料
• 主要是指堆芯和一回路的结构材料。包 括压力容器材料、管道材料、堆芯吊篮、 泵、阀门、螺栓等的材料以及蒸汽发生 器材料等。
• 这些材料不仅要求有好的强度、韧性、 抗辐照、耐腐蚀还必须有最小的诱发放 射性，以便维护保养和处置。
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慢化材料和反射材料
• 慢化材料是指通过中子与材料原子之间的弹性 碰撞来降低中子能量，使高能快中子变为能被 裂变原子俘获，并激发另一次裂变的热中子的 材料。
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压力容器材料
• 压水堆压力容器是核反应堆安全的第二道屏障，堆容器是主冷却 剂回路的一部分，主回路的可靠运行，保证着燃料组件的冷却和 完整。因此压力容器是压水堆电站最关键的设备之一。
• 压水堆容器的设计压力为17.6MPa，设计温度350℃。作用于压力 容器的载荷除此以外还有因吸收γ射线引起的热应力；各种工况变 动引起的温度、压力变动及由此引起的热冲击；温度循环几百到 几万次引起的热疲劳等。
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控制材料
• 控制棒是核反应堆实现可控和自持核裂变不可 缺或的重要部件。对控制材料来讲，最要紧的 还是中子吸收截面大，
• 对压水堆来说不仅要求对热中子的吸收，还要 求对超热中子的吸收；同时要求保持毒物效应 的时间长，含长半衰期的元素少，中子活化截 面小；有足够的强度、塑性、耐腐蚀性、耐辐 照；工艺性和经济性好等。
• 对材料的要求： 1）强度高、塑韧性好； 2）抗辐照耐腐蚀； 3）偏析与夹杂物少、晶粒细、组织稳定； 4）工艺性能好（冷热加工、焊接、热处理）； 5）成本低、使用经验丰富
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反应堆冷却剂泵(主泵)材料
• 主泵在高温、高压下工作，壳体、叶轮、转子 等虽然不直接接受中子辐照，但由于与介质接 触，会造成腐蚀，由于活动部件的相互摩擦， 会造成磨损，同时由于介质的循环作用，会把 磨损或腐蚀的微粒带进堆芯辐照后形成放射性 核素，造成很强的放射性。
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常用动力堆简介
• BWR • PWR • HWR • LMFBR
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沸水堆电站系统
图1.1
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8
沸水堆电站系统
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压水堆电站系统
图1.2
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压水堆电站系统
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重水堆流程图
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• 阀门用奥氏体不锈钢铸造或锻造，阀座的密封 面堆焊司太立合金。因为司太立合金含有较多 钴，它成为一回路放射性的主要来源。
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蒸汽发生器材料
• 压水堆的蒸汽发生器与压力容器类似， 是大型设备，主要要求能耐受高温、高 压水的腐蚀。热管材料除要求耐高温、 高压水的腐蚀不漏外，还要有较好的导 热性能，有较好的工艺性能，如焊接、 胀管等。