核反应堆结构与材料-材料1.ppt

1、2020/7/14,核科学与技术学院,1,第五章 核反应堆材料,王建军 wang- 电话：82569655,2020/7/14,核科学与技术学院,2,核反应堆中对材料的一般性要求,通用要求 机械强度，抗腐蚀性，可加工性，导热性能 反应堆内要求 抗辐照性能 与中子相互作用,2020/7/14,核科学与技术学院,3,核反应堆相关材料,按照功用可大致分为： 核燃料材料提供核裂变 慢化剂材料热中子反应堆必须 冷却剂材料带走所产生的热能 结构材料实现功能性 控制材料控制核反应堆,2020/7/14,核科学与技术学院,4,一、材料的辐照效应,反应堆中的辐射来源 带电粒子（、射线，来自于衰变过程） 中子（来

2、源于裂变和中子核反应） 射线（来源于裂变、衰变等） 裂变碎片（裂变反应）,辐照效应是特定物质在特定辐照条件下的效应,2020/7/14,核科学与技术学院,5,辐照效应之带电粒子 作用类型： 电离和激发（碰撞损失过程，速度不太高粒子） 轫致辐射（辐射损能过程，高速粒子） 射线特点: 射程最短（比较射线和射线） 射线特点： 射程较短（相较射线）,2020/7/14,核科学与技术学院,6,辐照效应之射线 射线特点： 射程较长（相较射线） 作用形式复杂：光电效应；康普顿-吴有训散射效应和电子对效应 与物质相互作用机理：共价键化合物，离子键化合物及金属键,2020/7/14,核科学与技术学院,7,辐照效

3、应之中子(1) 中子与物质相互作用类型： 弹性碰撞，非弹性碰撞，辐射俘获，放出带电粒子反应（n,p)，放出几个中子的反应（高能中子反应），裂变反应 中子辐照损伤原理 位移能，原子-空穴 中子与物质相互作用特点（快中子）,2020/7/14,核科学与技术学院,8,辐照效应之中子(2),2020/7/14,核科学与技术学院,9,辐照效应之中子(3) 辐照损伤程度与材料及辐照温度有关 中子辐照损伤通常产生脆化效应，即硬度增加，延性下降 辐照肿胀及定向生长（反应堆内效应） 提高辐照温度可减轻损伤，即“退火”效应,2020/7/14,核科学与技术学院,10,辐照效应之裂变碎片 裂变碎片本身不属于辐射效应

4、范畴 裂变碎片可在裂变区域附近产生近似快中子的“辐照效应”，即形成核燃料内原子位移 杂化效应及肿胀效应（两种效应）,2020/7/14,核科学与技术学院,11,二、核燃料,反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称,主要指U，Pu易裂变同位素,其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量,核燃料,其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量,2020/7/14,核科学与技术学院,12,良好的热物性，例如热导率高,抗辐照能力强，燃耗深,燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相容性好,核燃料的一般性要求,熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变,机械性能好，易于加工,2020/7/14,核科学与技术学院,13,核燃料

5、的存在形态,液态 固态 金属，陶瓷，弥散体型,2020/7/14,核科学与技术学院,14,金属型燃料（1）,金属型燃料的类型 主要包括金属铀及铀合金 金属铀的物理化学性质 银灰色金属，密度高(18.6),热导率高,工艺性能好,熔点1133 ,沸点3600 （优点） 化学活性强，与大多数非金属反应(缺点) 、相的转变温度662，772,2020/7/14,核科学与技术学院,15,金属型燃料（2）,金属铀的工作条件限制 由于相变限制，只能低于665 辐照长大，定向长大限制低温工作环境 辐照肿胀现象，较高温度条件下的金属燃料变形,适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高),2020/7/14,

6、核科学与技术学院,16,金属型燃料（4）,合金铀的相关说明 主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等 与金属铀相比，合金具有较好的机械性能、良好的抗腐蚀性能，对抗辐射性能有所改善 加入合金元素会使中子吸收增加，需使用富集铀 锆的熔点高，中子吸收截面小，抗辐射性能好，同时铀在锆中的溶解度大（铀锆合金 ） 熔点高，热导率高，便于轧制成型 铀锆2在高燃耗情况下辐照稳定性不好（西平港） 美国铀锆钚合金 可用于快中子增殖,2020/7/14,核科学与技术学院,17,金属型燃料的性能对比表,2020/7/14,核科学与技术学院,18,陶瓷型燃料,陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物、碳化物和氮化物 常见的陶瓷燃料

7、有UO2，PuO2，UC，UN 陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀效应）,无同素异形体，只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，燃耗深 熔点高；未经辐照的测定值280515 具有与高温水、钠等的良好相容性，耐腐蚀能力好 与包壳相容性良好,陶瓷型核燃料优点UO2,2020/7/14,核科学与技术学院,19,陶瓷型核燃料缺点UO2,二氧化铀的导热性能较差，热导率低 传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大 在热梯度或热震作用下可能导致脆化,2020/7/14,核科学与技术学院,20,陶瓷型核燃料-UO2的辐照效应,陶瓷型核燃料早期会出现密实化效应 可能导致塌陷 线功率密度增加

8、，芯块温度升高 芯块缩小，气体间隙变大，导热性能下降，温度升高 长期运行可能引起的裂变气体释放和肿胀效应 临界燃耗主要与燃料自身密度相关,2020/7/14,核科学与技术学院,21,二氧化铀的典型物性（1）,密度 理论密度10.98g/cm3 振动密实密度：大约为理论密度的82-91% 烧结二氧化铀燃料芯块密度约为理论密度的88-98% 一般取95%,热导率 与温度、燃料密度（孔隙率）、燃耗、氧铀比等有关 热导率计算,2020/7/14,核科学与技术学院,22,二氧化铀的典型物性（2）,热导率（续） 燃耗对热导率的影响 低温时随燃耗升高热导率下降 高温时变化不大 热导率随氧铀比增加而减小,20

9、20/7/14,核科学与技术学院,23,二氧化铀的典型物性（3）,比热性能 二氧化铀比热可表示为温度函数，如：,单位J/(kg),2020/7/14,核科学与技术学院,24,二氧化铀的制备,制备流程： 气象UF6 水解 与稀氨水溶液反应 重铀酸铵沉淀 煅烧 UO3 还原 UO2 生坯 烧结芯块,2020/7/14,核科学与技术学院,25,其他陶瓷型燃料性质,二氧化铀是目前水冷反应堆广泛使用的燃料 陶瓷混合物是常用的快堆燃料 混合氧化物（UO2+PuO2） 混合碳化物（UC+PuC） 混合氮化物（UN+PuN）,2020/7/14,核科学与技术学院,26,混合物燃料性质比较,混合氧化物 熔点高

10、辐射稳定性好 与冷却剂、包壳相容性好 金属原子密度低 快堆中氧有慢化作用 热导率低 深度燃耗肿胀,碳化物（U） 高温化学稳定性好 热导率高 理论密度大 金属原子数密度大，中子效率高，增殖比大，倍增时间少 易于与水反应 高温条件下肿胀,氮化物（U） 抗辐照能力好 抗高温蠕变强 热导率高 含U密度最高 增殖比大 与包壳相容性好 肿胀较弱 高温易分解 N对中子吸收,2020/7/14,核科学与技术学院,27,典型陶瓷燃料性能,2020/7/14,核科学与技术学院,28,弥散体型燃料,弥散型燃料是由二氧化铀或碳化铀等陶瓷燃料颗粒，依照所需的物理性质弥散在金属、非金属或陶瓷基体上所组成的燃料型式。 例如Al，不锈钢，Zr，石墨等基体,2020/7/14,核科学与技术学院,29,弥散体型燃料弥散相要求,高浓缩性 强度好 在加工及运行环境下，与基体相容性好 非裂变中子吸收截面低 抗辐照性能好,2020/7/14,核科学与技术学院,30,弥散体型燃料基体相要求,运行范围内有足够的蠕变强度和韧性 中子吸收截面低，抗辐照能力强 热导率高 热膨胀系数低，并与燃料的膨胀性能相似 与冷却剂材料的相容性好 在使用和加工温度条件下，不析出新相,2020/7/14,核科学与技术学院,31,