核反应堆结构与材料材料1共33页文档
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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
2020/4/14
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
2020/4/14
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
2020/4/14
核科学与技术学院
10
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
2020/4/14
核科学与技术学院
11
核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
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8
Harbin Engineering University
• 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）
2020/4/14
核科学与技术学院
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
2020/4/14
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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
➢中子与物质相互作用特点（快中子）
2020/4/14
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• gineering University
2020/4/14
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Harbin Engineering University
• 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
➢β射线特点：
✓射程较短（相较γ射线）
2020/4/14
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4
Harbin Engineering University
• 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
2020/4/14
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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
• 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
2020/4/14
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2
Harbin Engineering University
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）
合物及金属键
2020/4/14
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5
Harbin Engineering University
• 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
辐照效应是特定物质在特定辐照条件下的效应
2020/4/14
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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）
2020/4/14
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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)
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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
• 反应堆内要求 ➢抗辐照性能 ➢与中子相互作用
2020/4/14
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Harbin Engineering University
核反应堆相关材料
核心 包覆颗粒 燃料元件
2020/4/14
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金属型燃料（1）
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
2020/4/14
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
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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
2020/4/14
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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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• 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）
2020/4/14
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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
2020/4/14
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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
➢中子与物质相互作用特点（快中子）
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6
• gineering University
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Harbin Engineering University
• 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
➢β射线特点：
✓射程较短（相较γ射线）
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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
2020/4/14
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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
• 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
2020/4/14
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Harbin Engineering University
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）
合物及金属键
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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
辐照效应是特定物质在特定辐照条件下的效应
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3
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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）
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13
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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)
Harbin Engineering University
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
• 反应堆内要求 ➢抗辐照性能 ➢与中子相互作用
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1
Harbin Engineering University
核反应堆相关材料
核心 包覆颗粒 燃料元件
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12
Harbin Engineering University
金属型燃料（1）
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