核电站培训材料1

1、2022/7/31核电站材料核电站材料(cilio)阮於珍编著阮於珍编著 第一章第一章 概述概述(i sh) （3学时）学时）精品资料2022/7/32核电简史 1955年开始发展核工业主要(zhyo)为军用 1972年开始筹建核电站 秦山一期30万千瓦（300MW）核电站1981年11月获批准，1985年开工，1994年竣工 大亚湾100 万千瓦（1000MW）核电站1982年12月批准，1987年开工，1995年竣工 精品资料2022/7/33当前(dngqin)已运行的核电站 秦山一期(y q)30万 秦山二期265万 秦山三期272.8万 大亚湾2100万 岭澳2100万 田湾2100

2、万精品资料2022/7/34在建(zi jin)核电站 秦山二期265万 三门 2100万 岭澳二期2100万 方家(fngji)山2100万 红沿河2100万 宁德2100万 海阳 福清 阳江 台山精品资料2022/7/351.1 材料材料(cilio)在核电站中的重要在核电站中的重要性性（材料（材料(cilio)问题的严峻性）问题的严峻性） 核电厂经济性面临的挑战核电厂经济性面临的挑战 核电厂安全性面临的挑战核电厂安全性面临的挑战 核电厂材料的工作核电厂材料的工作(gngzu)条件条件 高温，高压，温度梯度，强辐射，腐蚀高温，高压，温度梯度，强辐射，腐蚀精品资料2022/7/36核电厂材料

3、核电厂材料(cilio)的工作条件的工作条件PWR 高温：高温：290-320 高压：高压：15.5 MPa 温度梯度：温度梯度：2000-4000 /cm 强辐射强辐射: 、中子、裂变产物、中子、裂变产物 腐蚀：腐蚀介质腐蚀：腐蚀介质(jizh)、水的辐照分解、水的辐照分解产物产物精品资料2022/7/37常用(chn yn)动力堆简介 BWR PWR HWR LMFBR精品资料2022/7/38图图1.1沸水堆电站沸水堆电站(din zhn)系统系统精品资料2022/7/39沸水沸水(fi shu)堆电站系统堆电站系统精品资料2022/7/310压水堆电站压水堆电站(din zhn)系统系

4、统 图1.2精品资料2022/7/311压水堆电站压水堆电站(din zhn)系统系统精品资料2022/7/312重水重水(zhn shu)堆流程图堆流程图精品资料2022/7/313CANDU 型反应堆流程图型反应堆流程图图 1.3精品资料2022/7/314快堆电站快堆电站(din zhn)系统系统图1.4精品资料2022/7/315池式快堆电站池式快堆电站(din zhn)系统系统精品资料2022/7/316回路回路(hul)式快堆电站系统式快堆电站系统精品资料2022/7/317 1.2 材料(cilio)的分类精品资料2022/7/318材料材料(cilio)的分类的分类1）常规岛用

5、材料：凡是不暴露于放射性环境或一次水回路的材）常规岛用材料：凡是不暴露于放射性环境或一次水回路的材料都属于这一类。这类材料与一般工业用材没特殊的区别，料都属于这一类。这类材料与一般工业用材没特殊的区别， 2）反应堆核岛用材料：由于这部分材料暴露在辐射场内，存在）反应堆核岛用材料：由于这部分材料暴露在辐射场内，存在核材料的特殊问题。核材料的特殊问题。 （1）核燃料：）核燃料： a 易裂变核素任何能量中子都能引起核裂变的核素。如易裂变核素任何能量中子都能引起核裂变的核素。如铀铀-235、铀、铀-233、钚、钚-239。 b 可转换核素是指某核素在俘获高能中子（可转换核素是指某核素在俘获高能中子（1

6、MeV）以后）以后(yhu)会转换为可裂变核素。会转换为可裂变核素。 如钍如钍-232、铀、铀-238 。 (2) 非核燃料（又统称结构材料）：包括包壳材料，结构材非核燃料（又统称结构材料）：包括包壳材料，结构材料，慢化材料，冷却剂材料，反射材料，控制材料及屏蔽材料，慢化材料，冷却剂材料，反射材料，控制材料及屏蔽材料。料。 精品资料2022/7/319包壳材料包壳材料(cilio) 是指包裹核燃料的材料。包壳是燃料与冷却剂隔离的屏障；也是反应堆安全的第一道屏障。它的作用是防止燃料与冷却剂反应；防止裂变(li bin)产物逃逸；保持燃料棒的完整性。 要求材料具有小的中子吸收截面、高的导热系数、强

7、度好、韧塑性好、耐腐蚀、抗辐照、热稳定性好等。精品资料2022/7/320结构结构(jigu)材料材料 主要是指堆芯和一回路的结构材料。包括压力容器材料、管道材料、堆芯吊篮(dio ln)、泵、阀门、螺栓等的材料以及蒸汽发生器材料等。 这些材料不仅要求有好的强度、韧性、抗辐照、耐腐蚀还必须有最小的诱发放射性，以便维护保养和处置。精品资料2022/7/321慢化慢化(mn hu)材料和反射材料材料和反射材料 慢化材料是指通过中子与材料原子之间的弹性慢化材料是指通过中子与材料原子之间的弹性碰撞碰撞(pn zhun)来降低中子能量，使高能快来降低中子能量，使高能快中子变为能被裂变原子俘获，并激发另一

8、次裂中子变为能被裂变原子俘获，并激发另一次裂变的热中子的材料。变的热中子的材料。 反射材料是指该材料的原子与从堆芯逃逸的中反射材料是指该材料的原子与从堆芯逃逸的中子发生碰撞子发生碰撞(pn zhun)后，能使从堆芯逃逸后，能使从堆芯逃逸的中子无吸收地反弹回堆芯的材料。的中子无吸收地反弹回堆芯的材料。 要求与中子反应时散射截面大，吸收截面小。要求与中子反应时散射截面大，吸收截面小。精品资料2022/7/322控制控制(kngzh)材料材料 是一种中子吸收体，用于反应堆使其实现受控核裂变的材料。 控制材料必须有足够的强度，抗腐蚀、耐辐照、少的感生放射性、物理性能好，同时(tngsh)价格因素也很重

9、要。 精品资料2022/7/323屏蔽屏蔽(pngb)材料材料 是指用于屏蔽放射线，中子或热量的材料。 屏蔽放射线要用质量大、密度大的材料，如铅、贫铀、重混凝土等； 屏蔽中子要用轻质材料，如轻水(qn shu)、石蜡、石墨等； 屏蔽热量要用空腔不锈钢弧形瓦或增大间距，增厚屏障层来达到。精品资料2022/7/324对核电厂材料对核电厂材料(cilio)的要求的要求（1） 为了为了(wi le)保证反应堆安全运行和设计寿命，各部保证反应堆安全运行和设计寿命，各部件在服役时必须具有稳定性、完整性和可靠性，材件在服役时必须具有稳定性、完整性和可靠性，材料的性能应满足下列要求：料的性能应满足下列要求：核

10、性能：中子吸收截面，活化截面等核性能：中子吸收截面，活化截面等力学性能：足够的强度，韧、塑性，耐热性力学性能：足够的强度，韧、塑性，耐热性 物理性能：导热，热膨胀，熔点，晶体结构物理性能：导热，热膨胀，熔点，晶体结构化学性能：抗腐蚀性（包括化学性能：抗腐蚀性（包括SCC,氢脆等），抗高温氧氢脆等），抗高温氧化，与其他材料的相容性化，与其他材料的相容性精品资料2022/7/3251.3 核电厂主要部件用材的基本(jbn)要求精品资料2022/7/326对核电厂材料对核电厂材料(cilio)的要求的要求 核性能：中子吸收、中子散射等核性能：中子吸收、中子散射等 抗辐照性能：辐照导致抗辐照性能：辐照

11、导致(dozh)材料的性能改变，辐材料的性能改变，辐照肿胀，辐照生长，氦脆，辐照诱导放射性等照肿胀，辐照生长，氦脆，辐照诱导放射性等 抗腐蚀性能：与环境、与相邻部件材料的相容性等抗腐蚀性能：与环境、与相邻部件材料的相容性等 物理性能：导热性，热膨胀，熔点等物理性能：导热性，热膨胀，熔点等 机械性能：强度、塑性、韧性、蠕变、疲劳等机械性能：强度、塑性、韧性、蠕变、疲劳等 工艺性能：冷加工，热加工，焊接，热处理等工艺性能：冷加工，热加工，焊接，热处理等 经济性：原材料来源方便，制造成本低，使用经验丰经济性：原材料来源方便，制造成本低，使用经验丰富富 精品资料2022/7/327理想的燃料须具备(j

12、bi)以下特点（1）燃料中易裂变原子密度高，即材料中应含有高浓度的裂变（或增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截面大的原子。（2）导热性能好，即可以(ky)有高的功率密度（每单位堆芯体积的热功率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功率高），燃料能承受高的热流而不产生过大的温度梯度，并能使燃料中心温度保持在熔点以下。（3）熔点高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点以下的密度、形状、尺寸及其它变化。（4）低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。（5）具有化学稳定性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化学反应。（6）辐照下稳定性好，即在强辐照下不会因肿胀、开裂和蠕变等引起变形而失效；机械性

13、能（强度、韧性等）也不应在辐照下有很大的变化。（7）材料的物理和力学性能好（8）易于加工，并能经济地生产。精品资料2022/7/328包壳材料应具备(jbi)的性能（1） 具有(jyu)小的中子吸收截面；（2） 具有(jyu)良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素。（3） 具有(jyu)良好的抗腐蚀性能，与燃料、冷却剂相容性好。（4） 具有(jyu)好的强度、塑性及蠕变性能。（5） 好的导热性能及低的线膨胀系数。（6） 易于加工，焊接性能好。（7） 材料容易获得，成本低。精品资料2022/7/329控制(kngzh)材料 控制棒是核反应堆实现可控和自持核裂变不可缺或的重

14、要部件。对控制材料来讲，最要紧的还是中子吸收截面大， 对压水堆来说不仅要求对热中子的吸收，还要求对超热中子的吸收；同时(tngsh)要求保持毒物效应的时间长，含长半衰期的元素少，中子活化截面小；有足够的强度、塑性、耐腐蚀性、耐辐照；工艺性和经济性好等。精品资料2022/7/330压力容器材料(cilio)压水堆压力容器是核反应堆安全的第二道屏障，堆容器是主冷却剂回路的一部分，主回路的可靠运行，保证着燃料组件的冷却和完整。因此压力容器是压水堆电站最关键的设备之一。压水堆容器的设计(shj)压力为17.6MPa，设计(shj)温度350。作用于压力容器的载荷除此以外还有因吸收射线引起的热应力；各种

15、工况变动引起的温度、压力变动及由此引起的热冲击；温度循环几百到几万次引起的热疲劳等。对材料的要求： 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、使用经验丰富精品资料2022/7/331反应堆冷却剂泵(主泵)材料(cilio) 主泵在高温、高压(goy)下工作，壳体、叶轮、转子等虽然不直接接受中子辐照，但由于与介质接触，会造成腐蚀，由于活动部件的相互摩擦，会造成磨损，同时由于介质的循环作用，会把磨损或腐蚀的微粒带进堆芯辐照后形成放射性核素，造成很强的放射性。 对这部分材料的除了机械性能和工艺性能方面要求外，还要求抗腐蚀，不带和少带会造成长寿命核素的元素，以及对堆内性能发生干扰的元素。 精品资料2022/7/332一回(y hu)路管道和阀门材料 一回路管道和阀门都处于高温高压下，是压力边界，要严防泄漏。所用的材料要耐腐蚀，不带或少带造成长寿命核素的元素，以及对堆内性能发生干扰的元素，如钴、硼等。大部分的一回路管道和阀门都采用奥氏体不锈钢制作。由于一回路管