反应堆材料学chapter01绪论part1

1、龙 斌 教授,核工业研究生部,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,反应堆材料学 Materials for Nuclear Application,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,反应堆材料学 Materials for Nuclear Application,绪 论 Introduction part1,反应堆材料,总体安排,授课对象：硕士、博士研究生基础课 总课时64课时 每个课时为50分钟授课，每章结束进行一次课堂练习；做ppt学

2、术报告 考试方式：笔试 + 口试 （？） 实习和参观： 1）反应堆（CEFR，CAAR） 2）反应堆材料试验装置台架 3）热室 4）材料分析检测实验室,核技术成功的关键取决于堆内强辐射下材料的行为 -费米，1946年,第一章 绪论,核反应堆材料的重要性,1.反应堆材料是堆安全的基础，它防止堆内放射 性物质外逸,核反应堆材料的重要性,第一道屏障燃料芯块 第二道屏障燃料包壳 第三道屏障压力容器和一回路压力边界 第四道屏障安全壳,2.核电站的可靠性和经济性与材料密切相关,核反应堆材料的重要性,河水、海水或冷却塔,蒸汽发生器（SG）：1）采用耐热、耐腐蚀的结构材料；2）控制水质,包壳（Cladding

3、）：1）采用中子吸收截面低的材料，减少中子的损失，从而提高燃耗；2）采用耐腐蚀抗辐照的材料，保证燃料结构完整，从而提高燃耗,行波堆（TWR）,核反应堆材料的重要性,3.反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命有密切的关系,核反应堆材料的重要性,1）不同的堆型对材料（燃料和结构材料）的选择考虑不同,PWR，BWR,SFR，LFR,CANDU,2）核电站的寿命取决于结构材料,寿期监督的必要性： RPV工作条件苛刻：15.5MPa，300oC，中子辐照； RPV庞大不可更换； RPV是厚部件（max300mm），加工、焊接难； RPV材料为体心立方结构，存在低温脆性，DBTT升高。,4.反应堆材料对反

4、应堆的建设质量和水平以及系列化、商品化和改进与发展起着重要的先导作用,核反应堆材料的重要性,先进的核反应堆设计需要先进的材料做保障,TWR核岛,ADS,核反应堆材料的性能要求,反应堆材料的选材标准,选材要求： 核性能：1）燃料； 2）结构材料； 3）控制棒材料 力学性能：具有好的强度、塑性及蠕变性能； 化学性能：即相容性能。1）对燃料组件材料；2）对堆结构材料 4. 辐照性能：1）辐照肿胀；2）辐照硬化；3）辐照脆化 5. 物理性能：1）对燃料；2）对燃料组件材料；3）对反应堆部件结构材料 6. 工艺性能：易于加工，焊接性能好； 7. 经济性：材料容易获得，成本低，使用经验丰富。,核反应堆材料

5、的性能要求,反应堆材料的选材标准,SFR堆芯组件材料的选材,第一节 核裂变反应和反应堆简介,主要的核燃料： 23592U、23392U、23994Pu,二次再生燃料,核裂变反应和反应堆简介,核裂变,一个铀核235裂变时释放 的能量如果按200MeV 估算，1Kg铀235全部裂 变时放出的能量就相当于 2800吨标准煤完全燃烧 时释放的化学能。,一个铀原子核裂变产 生200MeV的能量，一个 碳原子的燃烧产生4.1eV 的能量。,核裂变反应和反应堆简介,核裂变,核能释放的两种形式,快速（原子弹）,慢速（核反应堆）,核裂变反应和反应堆简介,核裂变,美国轰炸广岛用的little boy原子弹,核裂变

6、不可控,原子弹,核裂变反应和反应堆简介,核裂变,核裂变可控,原子核的链式反应可以在人工控制下进行,1942年，费米就主持建立了世界上第一个称为“核反应堆”的装置 首次通过可控制的链式反应实现了核能的释放,1951年12月2日，人类首次用核反应炉产生出了电能，点亮了4只200W 的灯泡（EBR-I）,核裂变反应和反应堆简介,核裂变,奥布宁斯克核电站,原子核的链式反应可以在人工控制下进行,1954年，前苏联建成世界上第一座核电站5MW实验性石墨沸水堆,石墨慢化，轻水冷却,核裂变反应和反应堆简介,我国第一座自主研发的核电站-秦山核电站,Qinshan I Capacity: 300 MWe Type

7、: PWR Grid date: 1991.12.15 Load factor: 96.39% (in 2008),Qinshan II Capacity: 2x600 MWe Type: PWR Grid date: unit-1 2002.02.01 unit-2 2004.03.11 Load factor: unit-1 87.38% unit-2 86.48% (in 2008),Qinshan III Capacity: 2x700 MWe Type: PHWR(CANDU) Grid date: unit-1 2002.11.10 unit-2 2003.06.12 Load f

8、actor: unit-1 93.48% unit-2 89.34% (in 2008),核裂变反应和反应堆简介,核裂变,慢化剂,中子的速度不能太快，否则会与 235U原子核“擦肩而过”，铀核 不能“捉住”它，不能发生核裂 变。 实验证明，速度与热运动速度相 当的中子最适于引发裂变，这样 的中子就是“热中子”，或称慢 中子。 裂变产生的是速度很大的快中子，还要设法使快中子减速。因此，在铀棒周围要放“慢化剂”,慢化剂材料：,石墨、重水和轻水（或普通水）,核裂变反应和反应堆简介,核裂变,控制棒,为了调节中子数目以控制反应 速度，还需要在铀棒之间插进 一些镉棒。镉棒吸收中子能力 很强，当反应过于激烈

9、时，将 镉棒插深一些，它就会多吸收 一些中子，链式反应的速度就 会慢一些。,镉棒,控制棒,核裂变反应和反应堆简介,有效增殖系数与临界和反应性,有效增殖系数：Keff=（本代中子数）/ （前一代中子数）,要使链式反应一代一代的进行，能量和中子连续不断地释放，其充分必要条件是：必需要Keff 1 反应堆临界： Keff=1 中子产生率等于中子损失率 反应堆次临界： Keff1 中子产生率大于中子损失率,核裂变反应和反应堆简介,反应性的物理意义是表示反应堆偏离临界的程度，它是控制的重要参数反应 = （Keff-1)/Keff,核裂变,核燃料裂变释放的能量 使反应区温度升高。水 或液态金属钠等流体在

10、反应堆内外循环流动， 把反应堆内产生的热量 传输出去，用于发电， 同时也使反应堆冷却。 反应堆放出的热使水变 成水蒸气，这些高温高 压的蒸汽推动汽轮机发 电。,核电站工作流程图,核裂变反应和反应堆简介,核反应堆的分类,按核电的堆型发展 可分为实验堆、原型堆、商用堆3个阶段,实验堆 解决原理问题,原型堆 解决工程问题,商用示范堆 解决经济性即性价比问题,实验堆 CEFR,示范堆 CFR600,商用堆 CFR1000,2011 2023 2035,实现科学验证 开展燃料、材料等研究 积累经验和人才,实现工业示范 验证经济性 形成快堆标准规范 积累快堆电站经验,实现商业推广 大规模增殖核燃料 作为主

11、力电站规模化发展,核反应堆的分类,按使用目的 可分为生产堆、研究堆、动力堆,生产堆 用于生产 聚变或可 裂变核材 料：如氚、 233U和239Pu,研究堆 1）燃料材料辐照 2) 中子衍射、同位素生产,动力堆 将核裂变能 转换成电能 分为： 沸水堆 压水堆 重水堆 钠冷快堆 气冷堆等,沸水堆（BWR）,河水、海水或冷却塔,285oC 7MPa,Q：压力容器内的沸腾水温为285oC，请问压力应该控制在多少？,沸水堆（BWR）,河水、海水或冷却塔,1.安全壳： 钢筋混凝土,2.压力容器： 低合金钢,3.堆芯： 燃料：UO2（2%3%235U） 燃料元件包壳：Zr-2 组件盒：Zr-2,4.控制棒：

12、 B4C/304S.S,5.回路管道： 304S.S，316S.S或碳钢,沸水堆（BWR）,福岛电站（BWR）结构示意图,CIAE，龙斌,核工业研究生院,2011年3月11日当地时间14:46分 东日本里氏九级大地震,女川核电站,东海第二核电站,福岛第二核电站,福岛第一核电站,东通核电站,福岛核事故的发展序列,感谢赵志祥教授提供素材,核电厂系统和材料,福岛核事故的发展序列,2020/10/4,核与辐射安全中心PPT(请键入标题),30,福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态: 1-3号机组运行 4号大修,燃料卸出, 5-6号检修,裂变产物放射性衰变热 停堆后 6% 1天后 1% 5 天后 0.

13、5%,自动停堆，丧失厂外电, 应急柴油机成功启动,2020/10/4,核与辐射安全中心PPT(请键入标题),30,福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态: 1-3号机组运行 4号大修,燃料卸出, 5-6号检修,裂变产物放射性衰变热 停堆后 6% 1天后 1% 5 天后 0.5%,自动停堆，丧失厂外电, 应急柴油机成功启动,福岛核事故的发展序列,福岛第一核电厂受海啸水淹的过程,感谢赵志祥教授提供素材,福岛核事故的发展序列,由于水位下降, 堆芯裸露 堆芯开始融化,相当多的融化的燃料可能转移到RPV的底部,RPV的底部可能损坏,1号机组: 3月11日17:00左右 2号机组: 3月14日18:00左

14、右 3号机组: 3月13日8:00左右,冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升 排放蒸汽降压,水位下降,感谢赵志祥教授提供素材,福岛核事故的发展序列,福岛第一核电厂1、3号机组氢气爆炸情景,压水堆（PWR）,河水、海水或冷却塔,核裂变反应和反应堆简介,压水堆（PWR）,Curtsy to Dr. Roger W. Staehle,核裂变反应和反应堆简介,压水堆（PWR）,河水、海水或冷却塔,1.安全壳： 钢筋混凝土,2.压力容器： 低合金钢+316SS,3.堆芯： 燃料：UO2 燃料元件包壳：Zr-4（M5，ZIRLO） 组件盒： Zr-4（M5，ZIRLO）,4.控制棒： Ag-In-Cd/3

15、16,304S.S,5.蒸发器： 外壳：低合金钢 传热管：Inconel 600,6.一回路管道： 316,304S.S,7.二回路管道： 碳钢,核裂变反应和反应堆简介,重水堆（CANDU）,CANDU型堆的特点是堆芯使用压力管(代替压水堆的压力容器)，用重水作为慢化剂和冷却剂,以天然铀作燃料，采用不停堆更换燃料,核裂变反应和反应堆简介,核电厂系统和材料,钠冷快中子堆（SFR）,核电厂系统和材料,钠冷快中子堆（SFR）,中国实验快堆（CEFR）介绍 视频,CIAE，龙斌,中国原子能科学研究院研究生院,核电厂系统和材料,钠冷快中子堆（SFR）,1.堆芯： 燃料：UO2 ,MOX, U-Pu-Zr

16、 燃料元件包壳：316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9 组件盒: 316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9,2.控制棒： B4C/316Ti,3.堆容器： 316S.S,4.中间热交换器： 316S.S,5.一回路管道： 316S.S，304S.S,6.SG传热管： 2.25Cr-1Mo,T91,核电厂系统和材料,行波堆（TWR）,核电厂系统和材料,行波堆（TWR）,CIAE，龙斌,中国原子能科学研究院研究生院,Innovative Nuclear Reactors-Generation IV,Sodium cooled fast reactor (SFR),Lead

17、 cooled fast reactor (LFR),Gas cooled fast reactor (GFR),Supercriticle Water cooled Reactor (SCWR),Very high Temperature Reactor (VHTR),Molten salt reactor (MSR),核电厂系统和材料,燃料 包壳材料 控制棒材料 压力容器（RPV)材料 蒸汽发生器（SG）材料 反应堆一回路管道和阀门 反应堆冷却剂泵,核电厂系统和材料,反应堆,反应堆材料,装置,反应堆材料,热室,反应堆材料,材料性能分析与检测,扫描电镜实验室 ZEISS SUPRA55,性能参数： 分辨率：0.8nm15KV 放大倍数：12-1,000,000 x 加速电压：0.02-30KV 探针电流：4pA-20nA 样品室：300mm()x270mm (h),反应堆材料,材料性能分析与检测,性能参数： 点分辨率：0.24nm； 线分辨率：0.10nm； 加速电压：80-200kV； 倾斜角：25o； STEM分辨率：0.20nm,透射电镜实验室 JEOL-2100F,反应堆材料,材料性能分析与检测,X射线衍射分析实验室 Bruker Advance D8,反应堆材料,持久