1-堆芯材料的选择和热物性

未经辐照的二氧化铀的热导率随 温度的变化
包壳材料的考虑因素



核性能:中子吸收截面要小,感生反射性低; 良好的导热性能; 与燃料的相容性好 良好的机械性能,足够的机械强度和韧性; 良好的抗腐蚀能力; 良好的辐照稳定性 容易加工成形,成本低,便于后处理.
包壳材料



适合的主要材料:铝、镁、锆、不锈钢以及镍合金等； 应用最普遍的是Zr-2和Zr-4合金；压水堆一般用锆-4 合金，沸水堆用锆-2合金。 不锈钢的热中子吸收截面大，不宜作热中子反应堆的 包壳，但它的快中子吸收截面很小，而且具有很好的 辐照特性和机械强度，因而适宜于做快中子堆的包壳 材料 锆合金具有热中子吸收截面小，较好的机械性能和抗 腐蚀性能等优点，压水堆稳态热工设计中，包壳的外 表面的最高限制温度一般不超过350℃。（腐蚀的转 折点,腐蚀加速）
关于M5-AFA 3G燃料
冷却剂的热工要求



沸点高; 导热性能好; 热容量大; 热稳定性好, 无毒 泵耗功低 核性能(中子吸收截面小、感生放射性弱).
冷却剂

水作为冷却剂有哪些优点和缺点： 较好的导热性； 比热和汽化潜热比较大； 价格便宜； 所需的唧送功率较小； 中子吸收截面较大； 沸点较低，在高温下运行保持液相需较高的压力； 存在临界热流问题 水在高温下的腐蚀作用相当强
• 密度： 二氧化铀的理论密度是

2805 15 10.98克/厘米3
热导率：图1.3—1示出了一些研究者所提供的未经 辐照的二氧化铀的热导率。从各条曲线的变化趋势 来看，可以粗略的认为，温度低于 1600℃以下，二 氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过 1600 ℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种 程度的增大。可以把二氧化铀的热导率表示为 1 kU CT 3 A BT
热工水力参数（来自田湾56PSAR 4.1）
热工参数



哪些是直接测量的热工参数？压力、比容、温 度、流量等。 哪些是不能直接测量的热工参数？内能、焓、 熵、功率等。 如何计算反应堆的热功率？ 物性参数—材料的选择
核燃料、包壳材料、冷却剂及其 热物性
核燃料：

铀－235、铀－233和鈈－239这三种核 素可以在各种不同能量的中子作用下产 生裂变反应，通常把它们称为裂变燃料 （易裂变核素）。釷－232和铀－238 在能量低于裂变阈能的中子作用下不能 产生裂变反应，但在俘获中子后能转变 为裂变燃料，这两种核素称为转换材料 （可转换核素）。核燃料必须含有上述 三种裂变燃料之一才能“燃烧”。
燃料的一般要求（固体）



良好的辐照稳定性，保证在燃耗后尺 寸与形状的变化能够保持在允许的范 围内； 良好的热物性 ，既要求熔点高，热 导率高，热膨胀系数小； 高温下与包壳材料的相容性好； 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀； 工艺性能好，制造成本低，便于后处 理。
常用燃料


为什么不用金属燃料？ 目前压水堆使用的燃料主要有以下两类： （1）含 UO2弥散体的燃料:用机械的方 法把UO2弥散在热导率高、高温稳定性 好的基体金属中制成的燃料。 （2） UO2陶瓷燃料：烧结的圆柱形小 块（燃料芯块）（抗腐蚀性好，导热性 能差）
增加几个物性量

水和水蒸汽的物性变化

h
T C x

饱和水和饱和水蒸气ຫໍສະໝຸດ Baidu某些热物 性”。其中，饱和水的比焓h 随 饱和压力的增加而单调增大；饱 和水蒸汽的比焓h 随饱和压力的 增加先是增大，在大约3 MPa 之 后，随压力的增加而减小。还必 须知道蒸汽发生器二次侧的工作 压力一般在5 到6 Mpa 在一定压力下，过冷水与过热蒸 汽的比容随温度的增加而增大； 在一定温度下，过冷水与过热蒸 汽的的比容随压力的增加而减小。
UO2陶瓷燃料高温与辐照条件下的特性



机械特性：脆性塑性；高温蠕变； 密实化与重结构：孔隙率，辐照效应， 中心孔洞 肿胀：裂变产生的气体和固体，临界燃 耗 裂变气体的释放：成分改变，导热率
二氧化铀燃料热物性

熔点：未经辐照的二氧化铀熔点的比较精确的测定 O /U 值是 氧化铀中氧和铀的原 子比为2的二氧化铀的熔点是2800℃
UO2陶瓷燃料的基本性质
密度 （g/cm） 10.98 熔点 （℃） 结晶形态 热导率 （W/（m·℃） 5.01（200 ℃） 3.25（1000 ℃） 热膨胀系数 （10-6/ ℃） 10 2800 CaF2形 （中等辐照） 面心立方


熔点高（2840 ℃ ）；（设计限值2590 ℃ ） 在高温水蒸气中的化学稳定性（耐腐蚀性）好； 与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好； 金相结构没有同素异形体，高温和中子辐照下的几何稳 定性好。 缺点：导热性差，抗拉强度较低；辐照后的熔点随燃耗 的增加而下降。高功率密度与功率瞬变所引起的热应力 易使芯块径向开裂（包壳约束）