第三章核反應堆結(jié)構(gòu)與材料-復件

第三章核反應堆結(jié)構(gòu)與材料22010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)壓水堆的縱剖面3.1.1概述堆芯壓力容器堆芯支撐結(jié)構(gòu)控制棒驅(qū)動機構(gòu)32010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)堆芯和壓力容器的斷面42010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)三門核電站AP1000的壓力容器3.1.2反應堆壓力容器

一座100萬千瓦壓水堆核電站的壓力殼，高12~13

m，直徑5~6

m，壁厚250mm，總重量達400~500t。

一座110萬千瓦沸水堆核電站的壓力殼，高約22m，直徑6.4

m，壁厚約160

mm。

壓力容器的制造材料要求強度高、韌性好、耐高溫腐蝕、耐輻照，并且導熱性能好，易于加工和焊接。52010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)反應堆壓力容器本體結(jié)構(gòu)反應堆容器頂蓋壓力容器筒體62010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)反應堆壓力容器的組成72010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)3.1.3反應堆堆內(nèi)構(gòu)件

堆內(nèi)下部構(gòu)件堆內(nèi)下部構(gòu)件1.堆芯吊籃和堆芯支撐板吊籃的筒體是圓筒形的不銹鋼構(gòu)件，懸掛在壓力容器上；堆芯支撐板被焊接在吊籃下部，堆芯的重量由支撐柱傳遞到支撐板上。2.堆芯下柵格板下柵格板使用定位鞘固定燃料組件。相對于每個燃料組件，柵格板上鉆有冷卻劑通道孔。82010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)堆內(nèi)下部構(gòu)件3.堆芯圍板圍板是一組垂直平板，用于包圍堆芯，減小冷卻劑旁流量。4.熱屏熱屏是具有一定厚度的不銹鋼鋼筒，用于防止堆芯對壓力容器的直接輻射。5.二次支撐組件二次支撐組件由二次支撐板和懸掛在堆芯支撐板下的支撐柱組成。用于吊籃斷裂時，緩沖堆芯下落，保護壓力容器。92010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)

堆內(nèi)上部構(gòu)件堆內(nèi)上部構(gòu)件1.堆芯上柵格板上柵格板用于固定堆芯組件，帶有和下柵板一樣的流水孔。2.導向管支撐板支撐板通過壓力容器頂蓋和壓緊彈簧來固定。它對堆芯吊籃起到固定作用。102010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)堆內(nèi)上部構(gòu)件3.控制棒導向管導向管內(nèi)裝有導向活塞，當控制棒組件在上下抽插時導向筒起導向作用。4.支撐柱支撐柱是支撐板和上柵格板之間的連接件。它的作用是使兩板保持一定距離，并傳遞機械載荷。112010.073.1壓水堆結(jié)構(gòu)堆內(nèi)構(gòu)件的作用：1.使堆芯燃料棒組件、控制棒組件、可燃毒物組件等定位及壓緊，防止這些組件在運行過程中移動；2.保證燃料組件和控制棒組件對中，對控制棒的運動起導向作用；3.分隔堆內(nèi)冷卻劑，使冷卻劑按一定方向流動；4.固定和引導堆芯溫度和中子通量測量裝置，補償堆芯和支撐部件的膨脹空間；5.減弱中子和伽瑪射線對壓力容器的輻照，保護壓力容器，延長壓力容器的使用壽命。122010.073.2核反應堆材料

核反應堆內(nèi)使用的材料處于高溫、高壓、高中子通量和射線輻照下，因此對核反應堆內(nèi)的材料有一些特殊要求。

合理地選擇反應堆材料是保證反應堆安全性、可靠性、經(jīng)濟性的關(guān)鍵。

反應堆內(nèi)的材料大致可分為：1.核燃料；2.結(jié)構(gòu)材料；3.慢化劑材料和冷卻劑材料；4.控制材料。132010.073.2核反應堆材料3.2.1核燃料

鈾-235是三種易裂變核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在的一種，它在天然鈾中的豐度為0.71％氣體擴散法的原理是基于兩種不同分子量的氣體混合物在熱運動平衡時，具有相同的平均動能，但速度不同。較輕分子的平均速度大，較重分子的平均速度小。鈾濃縮的工藝氣體擴散法：氣體擴散法示意圖142010.073.2核反應堆材料離心機法：離心機法示意圖在高速旋轉(zhuǎn)的離心機中，由于很強的離心力場的作用，較重的分子靠近外周濃縮，較輕的分子靠近軸線濃縮，從而可以實現(xiàn)輕、重同位素的分離。152010.073.2核反應堆材料激光法：激光法是利用同位素質(zhì)量差所引起的激發(fā)能差別，根據(jù)不同同位素原子(或由其組成的分子)在吸收光譜上的微小差別(稱為同位素位移)，用線寬極窄即單色性極好的激光，選擇性地將某一種原子(或分子)激發(fā)到特定的激發(fā)態(tài)，再用物理或化學方法使之與未激發(fā)的原子(或分子)相分離。目前對于鈾同位素最具有實用價值的激光法：原子蒸汽激光分離法(atomicvaporlaserisotopeseparation)分子激光分離法(moleculelaserisotopeseparation)162010.073.2核反應堆材料核燃料在反應堆內(nèi)長期工作，應滿足：1.熱導率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不產(chǎn)生過高的燃料溫度梯度；2.耐輻照能力強，以達到高的燃耗；3.燃料的化學穩(wěn)定性好，與包殼相容性好，對冷卻劑具有抗腐蝕能力；4.熔點高，且低于熔點時不發(fā)生有害的相變；5.機械性能好，易于加工。核動力反應堆通常使用的燃料分為三種類型：金屬型、陶瓷型和彌散體型。172010.073.2核反應堆材料3.2.1.1金屬型燃料金屬型核燃料包括金屬鈾和鈾合金兩種。金屬鈾的優(yōu)點：密度高、導熱性好、單位體積內(nèi)含易裂變核素多、易加工。缺點：燃料可使用的溫度低，一般在350~450℃；化學活性強，在常溫下也會與水發(fā)生劇烈反應而產(chǎn)生氫氣；在空氣中會氧化，粉末狀態(tài)的鈾易著火；在高溫下只能與少數(shù)冷卻劑（二氧化碳和氦）相容。182010.073.2核反應堆材料金屬鈾有三種不同的結(jié)晶構(gòu)造：<665℃，菱形晶格的α相，鈾的強度很高；665~770℃，正方晶格的β相，鈾變脆；>770℃，體心立方晶格的γ相，鈾變得很柔軟不堅固。金屬鈾的熔點為1130℃，沸點約3600℃。192010.073.2核反應堆材料α相鈾的物理和力學性能都具有各向異性，在輻照作用下，金屬鈾棒會變細、變長；另一方面，α相鈾中裂變氣體（氙和氪）的溶解度很低，隨著燃耗的增加，氣體會在鈾中形成氣泡，導致鈾棒的腫脹。在鈾中添加少量合金元素（鉬、鉻、鋁、鋯、鈮、硅等），能使鈾穩(wěn)定在β和γ相，從而改善某些機械性能；添加大量合金元素后，可以明顯改善鈾的抗輻照和抗腐蝕能力，但增加了有害的中子寄生吸收；鋯對中子的吸收截面小，抗腐蝕能力好，且和鈾的溶解度大，目前應用于動力堆的只有鈾鋯合金。202010.073.2核反應堆材料3.2.1.2陶瓷燃料陶瓷燃料是指鈾、钚、釷的氧化物（UO2，PuO2），碳化物（UC）或氮化物（UN），它們通過粉末冶金的方法燒結(jié)成耐高溫的陶瓷材料。陶瓷燃料的優(yōu)點：熔點高；熱穩(wěn)定和輻照穩(wěn)定性好；化學穩(wěn)定性好，與包殼和冷卻劑材料的相容性好。突出缺點：熱導率低。212010.073.2核反應堆材料二氧化鈾燃料

UO2的晶胞屬于面心立方點陣，晶胞中心存有空間可容納裂變產(chǎn)物，因此UO2具有輻照穩(wěn)定的特點。

燃料元件內(nèi)裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生使UO2產(chǎn)生輕度腫脹，它與燃耗大致成線性關(guān)系。在超過臨界燃耗時，腫脹率有顯著增大。UO2的晶胞222010.073.2核反應堆材料在所有核燃料中，UO2的熱導率最低，將引起燃料芯塊內(nèi)的高溫和很陡的溫度梯度。燃料的熱導率經(jīng)輻照后的燃料橫截面由于氧化物的脆性和高的熱膨脹率，在反應堆啟動和停堆時芯塊可能裂開。232010.073.2核反應堆材料

UO2的熱導率與芯塊的溫度和密度有關(guān)。100%理論密度UO2燃料的熱導率κp:帶孔隙二氧化鈾的熱導率，W/m·K；κ100:100%理論密度UO2的熱導率；ε:燃料的孔隙率；β:取決于材料常數(shù)，由試驗決定；T:燃料的絕對溫度。242010.073.2核反應堆材料隨著燃耗的增加，燃料內(nèi)存在的固體裂變產(chǎn)物和裂變氣體越來越多，會改變?nèi)剂系臒釋省２煌己南耈O2燃料的熱導率252010.073.2核反應堆材料燃料組件的制造過程262010.073.2核反應堆材料3.2.1.3彌散體型燃料彌散體型燃料是由高濃縮鈾燃料的顆粒彌散分布在金屬、陶瓷或石墨基體中構(gòu)成的燃料。高溫氣冷堆的彌散體型燃料元件272010.073.2核反應堆材料彌散體型燃料的優(yōu)點：1.燃料顆粒的尺寸及顆粒之間的間距均遠大于裂變產(chǎn)物的射程，使核裂變造成的輻照損傷局限于燃料顆粒及貼近它的基體材料，整體燃料基本不受損傷，因此燃料可以達到很深的燃耗；2.燃料和冷卻劑之間基本沒有相互作用，大大減小了冷卻劑回路被污染的可能，而從燃料往冷卻劑的傳熱是通過導熱性好的材料傳遞的；3.彌散體燃料的各種性質(zhì)基本上與基體材料相同，通常具有較高強度和延性，良好的導熱性能，耐輻照、耐腐蝕并能承受熱應力。缺點：基體所占的體積大，吸收中子多，因此需要采用20%~90%的高富集鈾顆粒。282010.073.2核反應堆材料3.2.2反應堆結(jié)構(gòu)材料

反應堆內(nèi)的結(jié)構(gòu)材料應具有一定的機械強度，熱導率高、熱膨脹率低，并且輻照穩(wěn)定性好。

反應堆內(nèi)的結(jié)構(gòu)材料會受到多種粒子或射線的輻照，可能引起材料性能的變化，因此具有良好的抗輻照性能對于反應堆內(nèi)的結(jié)構(gòu)材料至關(guān)重要。

快中子輻照是反應堆結(jié)構(gòu)材料產(chǎn)生輻照損傷的主要因素。292010.073.2核反應堆材料結(jié)構(gòu)材料受中子輻照后產(chǎn)生的主要效應包括：1.電離效應指帶電粒子或快中子撞出的高能離位原子與靶原子軌道上的電子發(fā)生碰撞，使靶原子被電離。電離效應對金屬材料影響較小，對高分子材料影響較大。2.嬗變效應指靶原子核吸收一個中子發(fā)生核反應變成另外的原子核。

快堆燃料包殼使用的奧氏體鋼在受快中子輻照后發(fā)生鎳的(n,α)反應，在高中子通量下，可導致包殼變脆。302010.073.2核反應堆材料3.離位效應指中子與靶原子核碰撞，使靶原子核離位而產(chǎn)生缺陷，而離位的原子通過級聯(lián)碰撞能夠?qū)е赂嗳毕?。通過離位效應產(chǎn)生的損傷演化是引起結(jié)構(gòu)材料輻照效應的主要原因。４.離位峰中的相變指有序合金在輻照時轉(zhuǎn)變?yōu)闊o序相或非晶相，這是在高能快中子或高能離子輻照下，產(chǎn)生液態(tài)狀離位峰快速冷卻的結(jié)果。312010.073.2核反應堆材料對于制作壓力容器材料的要求：1.強度高、塑韌性好、抗輻照、耐腐蝕，與冷卻劑相容性好；2.材質(zhì)的純凈度高、偏析和夾雜物少、晶粒細、組織穩(wěn)定；3.容易冷熱加工，包括焊接性能好和淬透性大；4.成本低，有使用過的經(jīng)歷。3.2.2.1反應堆壓力容器材料322010.073.2核反應堆材料不同類型反應堆壓力容器使用的材料輕水堆：采用Mn-Mo-NiA533B鋼、A508鋼等。Mn用于強化基體和提高淬透性；Mo用于提高鋼的高溫性能及降低回火脆性；Ni用于增加鋼的強度和韌性。快堆：采用耐更高溫度、耐液態(tài)鈉腐蝕的304或316奧氏體不銹鋼。氣冷堆：采用預應力混凝土。壓力容器壁厚3~8m，內(nèi)表面還有10~30

mm厚的低碳鋼層。332010.073.2核反應堆材料3.2.2.2堆內(nèi)構(gòu)件材料在水冷堆中，除燃料包殼外，結(jié)構(gòu)材料多使用奧氏體不銹鋼。奧氏體不銹鋼具有耐高溫、耐腐蝕、耐輻照、塑性高、焊接性能好等特點。通過冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奧氏體鋼的強度和抗晶間腐蝕、抗應力腐蝕的能力。如1Cr18Ni9Ti，304，347等。342010.073.2核反應堆材料3.2.2.3燃料元件包殼材料燃料元件包殼用于包容燃料芯體和裂變產(chǎn)物，是距離核燃料最近的結(jié)構(gòu)材料。燃料包殼在反應堆內(nèi)的工作環(huán)境十分惡劣：1.包殼要承受高溫、高壓和強烈的中子輻照；2.包殼內(nèi)壁要受到裂變氣體壓力、腐蝕和燃料腫脹等危害；3.包殼外壁要受到冷卻劑的壓力、沖刷、振動和腐蝕；4.為了不增大傳熱熱阻，燃料包殼一般都很薄。由于要求燃料包殼吸收中子的截面一定要低，現(xiàn)在主要使用的包殼材料是鋁、鎂和鋯的合金。352010.073.2核反應堆材料1.鋁合金優(yōu)點：生產(chǎn)和工藝技術(shù)比較成熟，中子吸收截面小(0.24×10-28cm-2)，導熱性好，容易加工。缺點：熔點低、耐熱性差，在高溫水中存在晶間腐蝕，因此只能用于250℃以下的反應堆（實驗堆和生產(chǎn)堆）中。受輻照后，鋁合金的強度升高，塑性和韌性下降、脆性增大。與其它材料不同的是熱中子輻照對鋁合金的影響比快中子大。362010.073.2核反應堆材