第二講反應(yīng)堆材料體系概述

第一章反應(yīng)堆材料體系概述1.材料在核電廠中的重要性2.核電廠主要部件的用材3.燃料元件和組件思考題反應(yīng)堆運(yùn)行工況對(duì)反應(yīng)堆用材料(主要指一回路設(shè)備材料)的性能要求是什么？請(qǐng)根據(jù)用途給出核材料體系中主要包括那些材料？壓水堆核電站的四道安全屏障是用哪些材料來(lái)保障的？核材料的核性能要求有哪些？什么是輻照效應(yīng)？金屬材料的輻照效應(yīng)一般有哪些規(guī)律？結(jié)合能的利用—核能輕核比結(jié)合能最大結(jié)合時(shí)質(zhì)量虧損大中等核重核重核中等核重核裂變質(zhì)量虧損輕核輕核聚變輕核中等核質(zhì)量虧損可被利用的能量1.材料在核電廠中的重要性1942年12月2日下午,美國(guó)費(fèi)米實(shí)驗(yàn)室在芝加哥大學(xué)的足球場(chǎng)西看臺(tái)下的網(wǎng)球場(chǎng),世界上第一座原子核反應(yīng)堆“芝加哥”第一號(hào)（CP-1）開(kāi)始運(yùn)行,揭開(kāi)了人類利用原子能的序幕。“反應(yīng)堆之父”費(fèi)米第一座核反應(yīng)堆－－“芝加哥”第一號(hào)該反應(yīng)堆是用石墨層和鈾層相間堆砌的，共有57層，高6米，呈扁球形。堆中間留了許多小孔，內(nèi)插鎘棒，調(diào)節(jié)鎘棒插入的深淺，改變其吸收中子的多少，便可達(dá)到控制反應(yīng)速率的目的。反應(yīng)堆運(yùn)行功率:0.5瓦、瞬時(shí)200瓦可控聚變反應(yīng)堆探秘氘-氚聚變釋放的能量是鈾－235裂變釋放的能量的4.7倍Q1:材料在核電廠中的重要性表現(xiàn)在哪些方面？保障反應(yīng)堆的安全：防止堆內(nèi)放射性物質(zhì)外逸。四道屏障是什么？各有什么材料構(gòu)成？保障核電站的運(yùn)行可靠性和經(jīng)濟(jì)性。例如采用In690或Incoloy800合金替代早期的奧氏體不銹鋼以及In600合金，克服了GS傳熱管的磷酸鹽耗蝕、凹痕腐蝕、點(diǎn)蝕與應(yīng)力腐蝕的敏感性，從而減少了傳熱管的泄漏概率，提高了運(yùn)行可靠性。燃料元件包殼由奧氏體不銹鋼改為熱中子吸收截面僅為它10分之1的鋯合金后，減少了中子損失，使元件燃耗提高了10GWd、tU，此后又經(jīng)過(guò)進(jìn)一步改進(jìn)，Zirlo、M5或NDA新型鋯合金后，從原先的33提高到52.5，65和55，換料周期由12個(gè)月延長(zhǎng)到18個(gè)月，節(jié)約鈾燃料13-16%。對(duì)反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)、建造及壽命有著重要的作用對(duì)核電站的建設(shè)質(zhì)量和水平，以及系列化、商品化和改進(jìn)與發(fā)展息息相關(guān)。Q2:在核電站的使役條件下，反應(yīng)堆材料的性能應(yīng)滿足那些要求？核性能:（除控制材料外）力學(xué)性能:足夠的強(qiáng)度、韌性和耐熱性化學(xué)性能:化學(xué)穩(wěn)定性好，抗腐蝕,對(duì)冷卻劑和燃料相容性好物理性能:導(dǎo)熱率大、熱膨脹系數(shù)小、熔點(diǎn)高輻照性能:對(duì)輻照不敏感，輻照腫脹和輻照引起的性能變化小，輻照產(chǎn)生的感生放射性小。工藝性能:冶煉、鑄造、鍛壓、熱處理和冷、熱加工以及焊接性能均應(yīng)良好；淬透性大經(jīng)濟(jì)性反應(yīng)堆材料的性能要求-1

（1）核性能為減少中子消耗、降低235U的臨界質(zhì)量(堆芯臨界尺寸)和濃度(富集度),除控制材料外,堆芯所有結(jié)構(gòu)材料的中子吸收截面都應(yīng)該盡可能地??；為減少放射性危害,制造反應(yīng)堆的材料活化截面也應(yīng)該盡可能小,含長(zhǎng)半衰期元素少,如Co。反應(yīng)堆材料的性能要求-2

（2）機(jī)械性能強(qiáng)度、塑韌性和熱強(qiáng)性高,缺口敏感性和晶體長(zhǎng)大傾向性小。（3）化學(xué)性能抗腐蝕、抗高溫氧化能力強(qiáng)；點(diǎn)腐蝕、晶間腐蝕和應(yīng)力腐蝕傾向性小。（4）輻照性能輻照期間組織、結(jié)構(gòu)應(yīng)穩(wěn)定,脆化、腫脹等輻照效應(yīng)和PCI（芯塊與包殼的相互作用）??；雜質(zhì)和氣體合量少,純潔度高,尤其Cu、P、S含量應(yīng)盡量少,成分偏析??；晶粒和沉淀強(qiáng)化相要細(xì)小穩(wěn)定。反應(yīng)堆材料的性能要求-3

(5)工藝性能冶煉、鑄造、煅壓、冷加工和焊接性能都應(yīng)良好；淬透性大,無(wú)時(shí)效、回火脆性和二次硬化以及延遲脆性等傾向。(6)物理性能導(dǎo)熱率大,熱膨脹系數(shù)小；(7)經(jīng)濟(jì)性工藝簡(jiǎn)單易行,原材料來(lái)源方便,制造成本低廉。在滿足上述要求基礎(chǔ)上,應(yīng)優(yōu)先選用工藝成熟,使用經(jīng)驗(yàn)豐富的材料。2.核電廠主要部件的用材核燃料包殼材料堆內(nèi)構(gòu)件材料反應(yīng)堆壓力容器材料反應(yīng)堆回路材料蒸汽發(fā)生器材料安全殼材料控制材料慢化材料冷卻劑材料反射材料和屏蔽材料本課程強(qiáng)調(diào)材料的輻照效應(yīng)，什么是輻照效應(yīng)？材料的輻照效應(yīng)的一般規(guī)律有哪些？輻照效應(yīng)入射粒子與材料晶格原子的相互作用,它包括碰撞過(guò)程、缺陷形成過(guò)程和微觀結(jié)構(gòu)演化過(guò)程,這將導(dǎo)致輻照腫脹和輻照生長(zhǎng)和微觀結(jié)構(gòu)的變化,在缺陷復(fù)合時(shí)釋放出潛能。這些輻照缺陷和微觀結(jié)構(gòu)的變化,在應(yīng)力場(chǎng)的作用下形成力學(xué)性能和輻照蠕變,在電場(chǎng)和晶格振動(dòng)場(chǎng)下與電子、聲子相互作用形成物理性能的變化。結(jié)構(gòu)材料受中子輻照后主要產(chǎn)生以下幾種效應(yīng)電離效應(yīng):指反應(yīng)堆中產(chǎn)生的帶電粒子和快中子與材料中的原子相碰撞，產(chǎn)生高能離位原子，高能的離位原子與靶原子軌道上的電子發(fā)生碰撞，使電子跳離軌道，產(chǎn)生電離的現(xiàn)象。離位效應(yīng):中子與材料中的原子相碰撞，如果傳遞給陣點(diǎn)原子的能量超過(guò)某一最低域能，這個(gè)原子就可能離開(kāi)他在點(diǎn)陣中的正常位置，在點(diǎn)陣中留下空位。這個(gè)原子的能量在多次碰撞中降到不能再引起另一個(gè)陣點(diǎn)原子位移時(shí)，該原子會(huì)停留在間隙中成為一個(gè)間隙原子，一個(gè)空位加一個(gè)間隙原子=一個(gè)弗蘭克對(duì)。當(dāng)初級(jí)離位原子從與中子碰撞過(guò)程中獲得能量，其能量大于兩倍的離位閾能時(shí)，就會(huì)與其它陣點(diǎn)離子相碰，產(chǎn)生二級(jí)、三級(jí)、。。。。n級(jí)位移原子，形成聯(lián)級(jí)碰撞，這種離位原子就是中子導(dǎo)致的損傷源。嬗變:即受撞的原子核吸收一個(gè)中子，變成一個(gè)異質(zhì)原子的核反應(yīng)。中子與材料產(chǎn)生的核反應(yīng)（n，a），（n，p）生成的氦氣會(huì)遷移到缺陷里，促使形成空洞，造成氦脆。離位峰中的相變:有序合金在輻照時(shí)轉(zhuǎn)變?yōu)闊o(wú)序相或非晶態(tài)。這是在高能中子輻照下，產(chǎn)生離位峰，隨后又快速冷卻的結(jié)果。無(wú)序或非晶態(tài)被局部淬火保留了下來(lái)，隨著注量增加，這種區(qū)域逐漸擴(kuò)大，直到整個(gè)樣品成為無(wú)序或非晶態(tài)。材料的輻照效應(yīng)的一般規(guī)律有哪些？

性能改變輻照導(dǎo)致材料的硬化和脆化。材料的屈服強(qiáng)度、抗拉強(qiáng)度、韌脆轉(zhuǎn)變溫度、楊氏模量及高溫蠕變速率增加；而導(dǎo)致塑性指標(biāo)（延伸率等）,密度、沖擊功、斷裂韌性、疲勞壽命及熱導(dǎo)率減小。輻照腫脹輻照導(dǎo)致材料中產(chǎn)生大量的缺陷,缺陷聚集后產(chǎn)生空位位錯(cuò)環(huán)和間隙位錯(cuò)環(huán)?？瘴晃诲e(cuò)環(huán)不易坍塌,因?yàn)楹朔磻?yīng)產(chǎn)生的氦氣易聚集在空位位錯(cuò)環(huán)內(nèi),而使其形成三維的空洞造成體積膨脹；間隙位錯(cuò)環(huán)坍塌后在原晶體中多了一個(gè)原子面,使體積增加。因此輻照導(dǎo)致材料的腫脹。輻照腫脹與溫度有關(guān)。如不銹鋼大約在0.3-0.5Tm下輻照腫脹量最大氦脆由于（n,a）核反應(yīng)產(chǎn)生大量的氦氣,一旦氦泡在晶界聚集,就會(huì)造成材料的脆化,形成沿晶斷裂。輻照生長(zhǎng)一些材料在中子輻照下表現(xiàn)為定向的伸長(zhǎng)和縮短,而密度基本不變,這種現(xiàn)象成為輻照生長(zhǎng)。如鋯在輻照下呈現(xiàn)a軸生長(zhǎng),c軸縮短的現(xiàn)象,宏觀上觀察到包殼管變長(zhǎng)。而石墨輻照生長(zhǎng)的情況卻是a軸縮短,c軸生長(zhǎng)的現(xiàn)象。輻照誘導(dǎo)放射性盡量避免在輻照下產(chǎn)生長(zhǎng)壽命同位素,不然會(huì)增加廢物處理負(fù)擔(dān)。Co59反應(yīng)后產(chǎn)生的Co60半衰期為5.12年,放射性很強(qiáng)。Radiationeffectsonmaterials

Atomicdisplacementcascadesintroducepointdefects(vacancies,interstitials).Transmutationnuclearreactionsproduceimpurities(e.g.He,Hatoms)(n,)reaction:58Ni+n

59Ni+59Ni+n

56Fe+4HeRadiationeffectsonmaterials

AtomicdisplacementDefectdiffusionandaggregationEvolutionofmicrostructure(Smalldefectclusters,Dislocationloops,Precipitates,Voids,Hebubbles)Majorchangesinproperties(Hardening,embrittlement,creep,swelling)Radiationeffectsonmaterials

水水壓水堆核電站

PressurizedWaterReactor(PWR)壓力容器穩(wěn)壓器主泵主管道蒸發(fā)器汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)冷凝器輸配電二回路一回路基本參數(shù): 一回路:壓力154bar,高壓水 二回路:壓力~55bar,出口飽和蒸汽蒸汽292002年3月6日,Davis-BesseUSA2004年8月9日,日本美濱給水管2003年4月12日,南TexasUSA(1)燃料（核裂變材料）壓水堆核電站燃料用的是UO2陶瓷型材料。耐高溫并在鈾的氧化物中密度最高、抗蝕和抗腫脹性能也比較好陶瓷性質(zhì)的結(jié)構(gòu)可以保持大部分的裂變產(chǎn)物,形成防止放射性物質(zhì)外漏的第一道安全屏障。燃料組件先將UO2燒結(jié)成圓柱形芯塊,再封裝在鋯合金(如鋯－4合金、M5等)管內(nèi)組成元件。然后將元件以n×n陣列方式定位排列在方形格架內(nèi),組成燃料組件反應(yīng)堆的裂變場(chǎng)所,即活性區(qū)就是由許許多多燃料組件排列而成燃料芯塊低富集度的UO2粉末經(jīng)冷壓，高溫下燒結(jié)。芯塊直徑8.19mm,高13.5mm制造密度為理論密度的95%密度高，芯塊的溫度下降降低密度:減少高燃耗時(shí)燃料的腫脹輻照的影響熱膨脹致密化腫脹裂縫釋放氣體(2)包殼材料燃料包殼管是反應(yīng)堆的第二道安全屏障。作用:支撐、保護(hù)燃料不受冷卻劑浸蝕防止裂變產(chǎn)物進(jìn)入冷卻劑回路。材料應(yīng)具備下列性能:(1)中子吸收截面小，導(dǎo)熱率好；(2)強(qiáng)度高，塑韌性好，耐蝕性強(qiáng)、對(duì)應(yīng)力腐蝕不敏感；(3)熱強(qiáng)性、熱穩(wěn)定性和抗輻照性能好。PWR燃料元件包殼一般都采用鋯合金:中子吸收截面小在350℃下具有優(yōu)良的機(jī)械性能和抗水腐蝕能力(3)反應(yīng)堆壓力容器材料

壓力容器及一回路壓力邊界是核電站的第三道安全屏障。保持一回路系統(tǒng)壓力,防止冷卻劑沸騰；在燃料元件一旦破損時(shí),保證放射性物質(zhì)或氣體仍保留在一回路系統(tǒng)內(nèi)。廣泛采用MnMoNi鋼,如A508-Cl.3(16MnD5)、A533gradeB,為防止腐蝕,與冷卻劑接觸的內(nèi)壁堆焊了一層或兩層奧氏體不銹鋼里襯(308L/309L)。(4)回路材料

PWR核電站回路系統(tǒng)包括:反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器和回路管道等（統(tǒng)稱核島）。一回路對(duì)反應(yīng)堆安全十分重要，為防止破壞引起失水事故（LOCA），一回路管道材料應(yīng)滿足下列要求:抗應(yīng)力腐蝕、晶間腐蝕、均勻腐蝕、沖刷腐蝕能力強(qiáng)；高、低溫強(qiáng)度和塑韌性好；焊接和鑄造性能好。一回路管道材料大量使用奧氏體、或雙相不銹鋼和鎳基合金等(5)蒸發(fā)器材料蒸汽發(fā)生器結(jié)構(gòu)主要由筒體、管板、水室、汽水分離器、干燥器和倒U形傳熱管組成。U形管是主要傳熱構(gòu)件，多達(dá)幾千根，總長(zhǎng)約70－110公里，設(shè)計(jì)時(shí)留有足夠的堵管裕量，即使壽期內(nèi)有上千根停用，仍有足夠的傳熱面積。傳熱管材料需具備:（1）導(dǎo)熱性能好、熱膨脹系數(shù)小；（2）抗應(yīng)力腐蝕能力強(qiáng)；（3）熱強(qiáng)性、熱穩(wěn)定性和焊接性能良好；（4）塑韌性好，以便制管、彎管和脹管的加工。PWR蒸汽發(fā)生器傳熱管早期用不銹鋼，如304型，后用INCONEL-600，發(fā)現(xiàn)其晶間腐蝕敏感性后又改用INCOLOY-800或INCONEL-690合金，經(jīng)穩(wěn)定化處理蒸發(fā)器傳熱管的損傷(6)控制材料控制材料的特點(diǎn)是中子吸收截面大,如硼B(yǎng)-10、鉿Hf、鎘Cd等。主要用作控制棒和可燃毒物。反應(yīng)堆的功率調(diào)節(jié)、后備反應(yīng)性的儲(chǔ)備以及開(kāi)堆、停堆等都需要用控制材料制成的控制棒、調(diào)節(jié)棒、可燃毒物等來(lái)實(shí)現(xiàn)。(7)安全殼材料安全殼是核電站的第四道安全屏障。目的:防止當(dāng)發(fā)生強(qiáng)烈地震或失水等嚴(yán)重事故時(shí)，保證放射性物質(zhì)全部保持在安全殼內(nèi)，不外逸污染環(huán)境。防止外界自然力或人為原因損壞反應(yīng)堆或威脅反應(yīng)堆安全。安全殼的體積龐大，其組裝、焊接是現(xiàn)場(chǎng)進(jìn)行的，焊后難以進(jìn)行熱處理。要求材料焊接性能好、雜質(zhì)少、強(qiáng)度高，塑韌性好。安全殼材料國(guó)外多采用SA516和SA517鋼或16Mn鋼。也有采用高強(qiáng)度A543鋼的。AP1000用SA-738-B鋼。(8)慢化材料目的:將裂變放出的快中子慢化成熱中子，以便235U吸收發(fā)生核裂變(因?yàn)?35U吸收慢中子發(fā)生裂變的效率比快中子要高很多)。方法:靠非彈性碰撞降低快中子能量。慢化材料的特性:質(zhì)量輕、中子散射截面大，所以多用輕水、重水和石墨等。(9)冷卻劑材料冷卻劑是將核裂變能導(dǎo)出堆芯的載熱劑。冷卻劑性能:導(dǎo)熱性好，比熱容大、流動(dòng)性好和腐蝕性小。常用的冷卻劑:輕水、重水He、CO2液體金屬如鈉、鈉鉀合金、鉛鉍合金等現(xiàn)代發(fā)展起來(lái)的還有熔鹽等。壓水堆的冷卻劑與慢化劑功能合一都用輕水或重水。(10)反射與屏蔽材料反射材料:作用減少中子損失，盡量使活性區(qū)邊界逸出的中子被反彈回堆芯。材料要求:原子量小、中子散射截面大，吸收截面小。散射截面大，意味著與中子碰撞機(jī)會(huì)多，于是中子回彈到堆芯的幾率也大除常用的慢化劑可作反射層材料外，石墨、鈹和氧化鈹也是較好的反射材料屏蔽材料:反應(yīng)堆的屏蔽分射線屏蔽、中子屏蔽和熱屏蔽三種。射線屏蔽主要靠密度大的材料，比如鉛、重混凝土可屏蔽高能射線。屏蔽中子用輕質(zhì)材料，比如輕水、石墨和石蠟等。熱屏蔽用空心腔不銹鋼弧型瓦或增厚吊欄或增大壓力容器與堆芯之間的距離達(dá)到隔熱目的。3.燃料元件和組件