第三章 核反应堆结构与材料 - 复件.

第三章 核反应堆结构与材料
控制棒驱动机构
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
压力容器
堆芯
压水堆的纵剖面
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3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
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3.1 压水堆结构
3.1.2 反应堆压力容器
一座100万千瓦压水堆核电 站的压力壳，高12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 t。 一座110万千瓦沸水堆核电 站的压力壳，高约22 m，直径 6.4 m，壁厚约160 mm。 压力容器的制造材料要求 强度高、韧性好、耐高温腐蚀、 耐辐照，并且导热性能好，易 于加工和焊接。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2 反应堆结构材料
反应堆内的结构材料应具有一定的机械强度，热导率高、热 膨胀率低，并且辐照稳定性好。 反应堆内的结构材料会受到多种粒子或射线的辐照，可能引 起材料性能的变化，因此具有良好的抗辐照性能对于反应堆内 的结构材料至关重要。
快中子辐照是反应堆结构材料产生辐照损伤的主要因素。
堆内下部构件
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3.1 压水堆结构
堆内上部构件
1.堆芯上栅格板 上栅格板用于固定堆芯组 件，带有和下栅板一样的流 水孔。
2.导向管支撑板 支撑板通过压力容器顶盖 和压紧弹簧来固定。它对堆 芯吊篮起到固定作用。
堆内上部构件
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3.1 压水堆结构
3.控制棒导向管 导向管内装有导向活塞， 当控制棒组件在上下抽插时 导向筒起导向作用。 4.支撑柱 支撑柱是支撑板和上栅格 板之间的连接件。它的作用 是使两板保持一定距离，并 传递机械载荷。
在所有核燃料中，UO2的热 导率最低，将引起燃料芯块 内的高温和很陡的温度梯度。
经辐照后的燃料横截面
由于氧化物的脆性和高的 热膨胀率，在反应堆启动和 停堆时芯块可能裂开。
燃料的热导率
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3.2 核反应堆材料
UO2的热导率与芯块的温度 和密度有关。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.1 反应堆压力容器材料
对于制作压力容器材料的要求： 1.强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好； 2.材质的纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；
3.容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；
4.成本低，有使用过的经历。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.2 堆内构件材料 在水冷堆中，除燃料包壳外，结构材料多使用奥氏体不锈钢。
如1Cr18Ni9Ti，304，347等。
奥氏体不锈钢具有耐高温、耐腐蚀、耐辐照、塑性高、焊 接性能好等特点。 通过冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奥氏体钢的 强度和抗晶间腐蚀、抗应力腐蚀的能力。
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3.2 核反应堆材料
3.离位效应 指中子与靶原子核碰撞，使靶原子核离位而产生缺陷，而离 位的原子通过级联碰撞能够导致更多缺陷。 通过离位效应产生的损伤演化是引起结构材料辐照效应的主 要原因。 ４.离位峰中的相变 指有序合金在辐照时转变为无序相或非晶相，这是在高能快 中子或高能离子辐照下，产生液态状离位峰快速冷却的结果。
2.堆芯下栅格板 下栅格板使用定位鞘固定燃 料组件。相对于每个燃料组件， 栅格板上钻有冷却剂通道孔。
堆内下部构件
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3.1 压水堆结构
3.堆芯围板 围板是一组垂直平板，用于 包围堆芯，减小冷却剂旁流量。 4.热屏 热屏是具有一定厚度的不锈 钢钢筒，用于防止堆芯对压力 容器的直接辐射。
5.二次支撑组件 二次支撑组件由二次支撑板 和悬挂在堆芯支撑板下的支撑 柱组成。用于吊篮断裂时，缓 冲堆芯下落，保护压力容器。
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3.2 核反应堆材料
3.2.1 核燃料 铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在 的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％ 铀浓缩的工艺
气体扩散法：
气体扩散法的原理是基 于两种不同分子量的气体 混合物在热运动平衡时， 具有相同的平均动能，但 速度不同。较轻分子的平 均速度大，较重分子的平 均速度小。
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3.2 核反应堆材料
核反应堆内使用的材料处于高温、高压、高中子通量和射线 辐照下，因此对核反应堆内的材料有一些特殊要求。
合理地选择反应堆材料是保证反应堆安全性、可靠性、经济 性的关键。
反应堆内的材料大致可分为： 1.核燃料； 2.结构材料； 3.慢化剂材料和冷却剂材料； 4.控制材料。
高温气冷堆的弥散体型燃料元件
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3.2 核反应堆材料
弥散体型燃料的优点：
1.燃料颗粒的尺寸及颗粒之间的间距均远大于裂变产物的射程， 使核裂变造成的辐照损伤局限于燃料颗粒及贴近它的基体材料， 整体燃料基本不受损伤，因此燃料可以达到很深的燃耗；
2.燃料和冷却剂之间基本没有相互作用，大大减小了冷却剂回路 被污染的可能，而从燃料往冷却剂的传热是通过导热性好的材 料传递的； 3.弥散体燃料的各种性质基本上与基体材料相同，通常具有较高 强度和延性，良好的导热性能，耐辐照、耐腐蚀并能承受热应力。 缺点：基体所占的体积大，吸收中子多，因此需要采用20%~90% 的高富集铀颗粒。
100 (T ) (0.035 2.25104 T )1 831012 T 2
κp:带孔隙二氧化铀的热导率，W/m ·K；
κ100:100%理论密度UO2的热导率； ε:燃料的孔隙率； β:取决于材料常数，由试验决定； T:燃料的绝对温度。
100%理论密度UO2燃料的热导率
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α相铀的物理和力学性能都具有各向异性，在辐照作用下， 金属铀棒会变细、变长； 另一方面， α相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很低， 随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的肿胀。
在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等）， 能使铀稳定在β和γ相，从而改善某些机械性能； 添加大量合金元素后，可以明显改善铀的抗辐照和抗腐蚀能 力，但增加了有害的中子寄生吸收； 锆对中子的吸收截面小，抗腐蚀能力好，且和铀的溶解度大， 目前应用于动力堆的只有铀锆合金。
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3.2 核反应堆材料
不同类型反应堆压力容器使用的材料
轻水堆： 采用Mn-Mo-Ni A533B钢、A508钢等。 Mn用于强化基体和提高淬透性；Mo用于提高钢 的高温性能及降低回火脆性；Ni用于增加钢的强 度和韧性。 快堆： 采用耐更高温度、耐液态钠腐蚀的304或316奥氏 体不锈钢。 气冷堆： 采用预应力混凝土。压力容器壁厚3~8 m，内表 面还有10~30 mm厚的低碳钢层。
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3.2 核反应堆材料
3.2.1.2 陶瓷燃料
陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物（UO2，PuO2）， 碳化物（UC）或氮化物（UN），它们通过粉末冶金的方 法烧结成耐高温的陶瓷材料。 陶瓷燃料的优点： 熔点高；热稳定和辐照稳定性好； 化学稳定性好，与包壳和冷却剂材 料的相容性好。 突出缺点： 热导率低。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.3 燃料元件包壳材料
燃料元件包壳用于包容燃料芯体和裂变产物，是距离核燃 料最近的结构材料。
燃料包壳在反应堆内的工作环境十分恶劣： 1.包壳要承受高温、高压和强烈的中子辐照；
2.包壳内壁要受到裂变气体压力、腐蚀和燃料肿胀等危害； 3.包壳外壁要受到冷却剂的压力、冲刷、振动和腐蚀； 4.为了不增大传热热阻，燃料包壳一般都很薄。 由于要求燃料包壳吸收中子的截面一定要低，现在主要使用 的包壳材料是铝、镁和锆的合金。
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3.2 核反应堆材料
随着燃耗的增加，燃料内存在的固体裂变产物和裂变气体越来 越多，会改变燃料的热导率。
不同燃耗下UO2燃料的热导率
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3.2 核反应堆材料
燃料组件的制造过程
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3.2 核反应堆材料
3.2.1.3 弥散体型燃料 弥散体型燃料是由高浓缩铀燃料的颗粒弥散分布在金属、陶瓷 或石墨基体中构成的燃料。
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三门核电站AP1000的压力容器
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3.1 压水堆结构
反应堆 容器顶 盖
压力 容器 筒体
反应堆压力容器本体结构
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3.1 压水堆结构
反应堆压力容器的组成
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3.1 压水堆结构
3.1.3 反应堆堆内构件
堆内下部构件
1.堆芯吊篮和堆芯支撑板 吊篮的筒体是圆筒形的不锈 钢构件，悬挂在压力容器上； 堆芯支撑板被焊接在吊篮下部， 堆芯的重量由支撑柱传递到支 撑板上。
分子激光分离法(molecule laser isotope separation)
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3.2 核反应堆材料
核燃料在反应堆内长期工作，应满足： 1.热导率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不产生过高 的燃料温度梯度；
2.耐辐照能力强，以达到高的燃耗；
3.燃料的化学稳定性好，与包壳相容性好，对冷却剂具有抗腐蚀 能力；
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3.2 核反应堆材料
二氧化铀燃料
UO2的晶胞属于面心立方 点阵，晶胞中心存有空间可容 纳裂变产物，因此UO2具有辐 照稳定的特点。 燃料元件内裂变产物的产 生使UO2产生轻度肿胀，它与 燃耗大致成线性关系。在超过 临界燃耗时，肿胀率有显著增 大。
UO2的晶胞
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