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－238
z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：UO
2+PuO
2
; UC+PuC; UN+PuN
ν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。

因此初期芯块径向将产生裂纹。

z芯块密实
芯块密实是燃料寿命早期出现的另一组织改变。

辐照条件下的芯块长度减小，密度增加的现象为辐照密实。

1.1、核燃料
z重结构
二氧化铀燃料芯块内，由于热导率低，温度梯度大。

当反应堆达到运行功率后，很快引起芯块微观组织的变化，原始烧结组织状态将随着时间的延长而改变。

最终形成四个区域，这种现象称为重结构。

z辐照肿胀
随着燃耗的增加，二氧化铀的密度减小，体积变大，称为辐照肿胀。

1.1、核燃料
z裂变气体释放
核裂变中产生的惰性裂变气体氙、氪的份额较大，这些气体释放后，会使燃料棒的内压升高；而且这些气体的导热很差，它们释放到间隙里会降低间隙的导热性，使芯块温度升高，所以裂变气体释放是有关安全运行的重要研究课题。

影响裂变气体释放的最主要因素是温度，同时与燃耗及原始组织等也有关。

1.2、包壳材料
z包壳的重要意义：
1）包壳是核反应堆安全的第一道屏障，它包容裂变产物，防止裂变产物外泄；
2）它是燃料和冷却剂之间的隔离屏障，避免燃料与冷却剂发生反应；
3）它给芯块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状的保持者。

1.2、包壳材料
z对包壳材料的要求：
ν具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。

ν具有良好的导热性能。

ν与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下，包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学反应。

ν具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。

ν应有良好的抗腐蚀能力。

ν具有良好的辐照稳定性。

ν容易加工成形，成本低廉，便于后处理。

1.2、包壳材料
z包壳材料：
ν锆合金
ν不锈钢和镍基合金
水堆中应用最普遍的是锆－2和锆－4合金
快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不锈钢，有时也使用镍基合金。

1.2、包壳材料
z锆-4合金的性能：
ν具有小的中子吸收截面。

ν导热性能好，热膨胀系数低。

ν具有良好的强度、塑性及蠕变性能。

ν熔点高。

ν应有良好的抗腐蚀性能。

ν具有良好的抗辐照损伤能力。

ν工艺性能好，加工和焊接性能好。

ν价格相对较贵。

ν存在织构，不能用热处理的方法改变。

ν有吸氢和氢脆问题。

高温下与氧反应，限制在400度以下使用。

1.2、包壳材料
z锆包壳管的堆内行为：
ν表面腐蚀；
ν吸氢与氢脆；
ν锆合金辐照生长；
ν力学性能变化；
ν芯块与包壳机械相互作用；
1.2、包壳材料
z失水条件下锆合金包壳的行为：ν高温氧化（与水蒸气发生反应）；ν脆化（急冷产生淬火应力）；
ν高温胀破。

1.3、压力容器材料
核压力容器是压水反应堆的第二道安全屏障(第一道为燃料元件包壳)，其作用是容纳冷却剂、支持堆芯、密封放射性和维持堆内运行压力等。

它是一个庞大的、不可更换的密封壳体，是关系到反应堆安全和寿命的重要部件。

大型核电反应堆压力容器
锆制压力容器
反应堆压力容器及堆内构件
1.3.1、压水堆压力容器的特点
（1）尺寸大（直径3-4米，厚度200-300毫米，高10-12米）。

（2）采用不锈钢衬里（防止高温水腐蚀）
（3）受中子辐射（辐照会引起材料脆化）
（4）在整个反应堆寿期内不可更换，绝对不允许破裂
（5）反应堆启动后不能对压力容器进行充分的检查（6）存在不同金属间的焊接问题等
1.3.2、对压水堆容器材料的要求
（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
1.3.3、低合金铁素体钢的优缺点
目前世界上压水堆压力容器都采用高强度的低合金铁素体钢制作，用的最多的是锰钼镍钢。

优点：（1）导热性能好，热导率是不锈钢的3倍，因此热应力比不锈钢低2-3倍
（2）热膨胀系数低，比不锈钢小1.5倍
（3）对应力腐蚀开裂的敏感性小
（4）加工性能和可焊性好
（5）价格便宜且有丰富的使用经验
1.3.3、低合金铁素体钢的优缺点
缺点：低合金钢存在较复杂的腐蚀问题，并且在快中子辐照下其屈服强度和抗拉强度增加、延伸率下降、韧脆转变温度提高。

这是使用中不得不关注的问题。

1.3.4、缓解压力容器辐照脆化的措施
导致压力容器失效的可能原因是腐蚀、疲劳、蠕变和脆性断裂。

其中对安全威胁最大的是脆性破坏。

缓解措施：（1）严格控制钢材中的杂质含量，尤其是铜、磷、硫的含量（<0.08%，0.008%，0.008%）（2）采用环形锻件焊接，避免活性区的竖直焊缝，并且使焊缝远离中子通量峰值位置
（3）加大容器内壁与堆型之间的水间隙，减少径向中子泄露，以降低容器接受的快中子注量
5.4、蒸汽发生器传热管材料
蒸汽发生器传热管是核电厂常规岛诸多部件中运行条件最恶劣的部件之一，管壁要承受很高的温度差，10Mpa的压力差，还有振动和应力腐蚀，因此蒸汽发生器传热管破裂事故的发生率几乎是2×10-3堆/年。

选择传热管材料的首要问题是抗应力腐蚀和晶间腐蚀能力高。

除此之外还要求热强性好，塑韧性好，导热率高，热膨胀系数低，工艺性能好，价格还要合理。

5.4、镍基和铁镍基传热管
镍基传热管材料主要是因科镍（Inconel）600和690，铁镍基的传热管材料主要是因科洛伊（Incoloy）800.。