第二章--核反应堆材料

1、Harbin Engineering University 核科学与技术学院核科学与技术学院 核反应堆工程设计核反应堆工程设计 主要内容主要内容 2. 核燃料核燃料 3. 慢化剂材料慢化剂材料 4. 冷却剂材料冷却剂材料 5. 结构材料结构材料 6. 控制材料控制材料 1. 材料的辐照效应材料的辐照效应 反应堆材料在核电站中的作用和地位是十分重要的：反应堆材料在核电站中的作用和地位是十分重要的： 1.反应堆安全的重点是防止堆内放射性物质外逸；反应堆安全的重点是防止堆内放射性物质外逸； 2.核电厂的可靠性和经济性也与材料密切相关；核电厂的可靠性和经济性也与材料密切相关； 3.反应堆材料对各种堆型

2、的设计、建造和寿命也有密切的关反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命也有密切的关 系；系； 4.反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系列化、商品反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系列化、商品 化和改进与发展都起着重要的先导作用。化和改进与发展都起着重要的先导作用。 核动力设备的材料必须按照其使用条件合理选用，必须符合核动力设备的材料必须按照其使用条件合理选用，必须符合 国家制定的相应规范和标准国家制定的相应规范和标准 前言前言 核性能 力学性能 化学性能 物理性能 辐照性能 工艺性能 经济性 反应堆材料的性能应满足下列要求: 辐照产生的晶体缺陷是引起材料性能变化的根源，由辐照产生的晶体缺

3、陷是引起材料性能变化的根源，由 于性能的变化直接关系到反应堆的安全和寿命，因而工程于性能的变化直接关系到反应堆的安全和寿命，因而工程 上最关心的就是辐照效应。上最关心的就是辐照效应。 来源：来源：、粒子粒子, ,射线射线, ,中子和裂变碎片中子和裂变碎片 1. 材料的辐照效应材料的辐照效应 （1）带电粒子和射线 粒子、粒子、 射线通过物质时会引起电离或电子激发，即它射线通过物质时会引起电离或电子激发，即它 们仅扰动物质中原子和电子。由于们仅扰动物质中原子和电子。由于射线的射程短，因此电离射线的射程短，因此电离 主要是由于主要是由于射线的影响。电离作用使化合物的化学键破坏而射线的影响。电离作用使

4、化合物的化学键破坏而 分解成单体。由于分解成单体。由于粒子在物质中射程较短，在热中子反应堆粒子在物质中射程较短，在热中子反应堆 中，它们并不重要，暂不讨论。中，它们并不重要，暂不讨论。 在反应堆中，中子是引起材料辐照损伤的重要原因，在反应堆中，中子是引起材料辐照损伤的重要原因， 中子进入物质后与原子发生碰撞，并把大量能量传递给原中子进入物质后与原子发生碰撞，并把大量能量传递给原 子，被碰撞的原子离开原来晶体点阵中的平衡位置，成为子，被碰撞的原子离开原来晶体点阵中的平衡位置，成为 间隙原子，并留下一个相应的空穴。这样或多或少都会在间隙原子，并留下一个相应的空穴。这样或多或少都会在 晶体中造成永久

5、的缺陷，从而引起材料物理化学性质的永晶体中造成永久的缺陷，从而引起材料物理化学性质的永 久性质的变化。久性质的变化。 （2）中子）中子 反冲核反冲核 电离和电子激发电离和电子激发 射线射线 位移峰位移峰快中子快中子 激发的复核激发的复核热中子热中子 由于由于(n,p) (n, )反反 应产生杂质原子应产生杂质原子 位移原子位移原子 （间隙原子和空穴）（间隙原子和空穴） 吸收 (n,p) (n, ) 反冲核 射程结束 （3）裂变碎片）裂变碎片 裂变碎片带有大部分裂变所释放的能量，因此它裂变碎片带有大部分裂变所释放的能量，因此它 也使原子发生位移。且由于它的射程短，所以原子位也使原子发生位移。且由

6、于它的射程短，所以原子位 移只发生在发生裂变附近极小的区域出现，所形成的移只发生在发生裂变附近极小的区域出现，所形成的 位移峰效应和快中子相似。位移峰效应和快中子相似。 (1)热导率高；热导率高； (2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗；抗辐照能力强，以达到高的燃耗； (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力；燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力； (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变；熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。机械性能好，易于加工。 核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂

7、变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀、铀-235和钚和钚-239。其中铀。其中铀- 235是天然存在的，而铀是天然存在的，而铀-233和钚和钚-239分别由钍分别由钍-232和铀和铀-238用用 人工方法转换而得。人工方法转换而得。 2. 核燃料核燃料 核燃料要求核燃料要求 UO2 UC UN 金金属属铀铀 金金属属型型燃燃料料 铀铀合合金金 二二氧氧化化铀铀 固固体体燃燃料料 陶陶瓷瓷型型燃燃料料 碳碳化化铀铀 核核燃燃料料 氮氮化化铀铀 弥弥散散型型燃燃料料 液液体体燃燃料料 核燃料分类核燃料分类 1）金属型燃料：）金属型燃料： 金属铀的金属铀的优点

8、优点：铀的核密度高，导热性能好。：铀的核密度高，导热性能好。缺点缺点是燃料的工是燃料的工 作温度低化学活性强，在常温下也会与水起剧烈反应而产生氢气，作温度低化学活性强，在常温下也会与水起剧烈反应而产生氢气， 在空气中会氢化，粉末状态的铀易着火。在高温下只能与少数冷却在空气中会氢化，粉末状态的铀易着火。在高温下只能与少数冷却 剂相容。剂相容。 铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增加抗高铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增加抗高 温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸收增加，需采用富温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸收增加，需采用富 集铀。用于动力堆的只有铀集铀

9、。用于动力堆的只有铀-锆合金。锆合金。 2）陶瓷型燃料：）陶瓷型燃料： 二氧化铀二氧化铀优点优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照 下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性 好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。 主要主要缺点缺点是导热性能差，燃料元件内径向温度梯度大，所产生的是导热性能差，燃料元件内径向温度梯度大，所产生的 热应力会使圆柱状的燃料芯块产生辐射状裂缝同时晶粒的结构热应力会使圆柱状的燃料芯块

10、产生辐射状裂缝同时晶粒的结构 也发生改变。也发生改变。 核燃料特点核燃料特点 碳化铀碳化铀的优点的优点：高温下化学稳定性好；热导率比二氧 化铀大许多倍，因此在相当高的比功率下也不致造成 中心熔化；它的理论密度较高(1363gcm3)。因而 每单位体积中含铀量比二氧化铀多。缺点是容易和水 及蒸汽发生反应；包容裂变气体的能力不如二氧化铀， 因此在高温下肿胀率大。 氮化铀氮化铀燃料的优点燃料的优点：抗辐照、抗高温蠕变能力强； 热导率高，和碳化铀相当；含铀密度比二氧化铀、碳 化铀都高；在空气中不发生明显的腐蚀；用作快堆构 料时增殖比大于二氧化铀燃料。 尤其是成分为(U0.8Pu0.2)N混合氮化物，与

11、包壳的 相容性好，肿胀较低。但高温下容易分解，所以，中 心温度必须小于1250。此外，氮对中子的有害吸 收较氧和碳大，使燃料循环成本增加。 3）弥散型燃料：）弥散型燃料： 弥散型燃料是由二氧化铀或碳化铀等陶瓷燃料颗粒， 依所需的物理性质弥散在金属、非金属或陶瓷基体上所组 成。其优点是能比合金燃料承受更高的燃耗。弥散型燃料 的基体应具有较小的中子吸收截面。 在制作过程中应使燃料颗粒足够分散，这样，裂变碎 片造成的辐照损伤区不会发生重叠，从而使燃料元件能在 较高的燃耗下个发生明显的肿胀。 弥散型燃料的各种性质与基体材料类似，通常具有较 高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀。但由于弥散型燃料 中基体材料

12、所占的百分比大，燃料颗粒弥散后会受到稀释， 故必须采用富集铀。 核燃料视频核燃料视频 对固体慢化剂要求：对固体慢化剂要求： (1)中子吸收截面小，质量数 低，散射截面大； (2)热稳定性及辐射稳定性好； (3)传热性能好； (4)密度高； (5)价廉易得。 对液体慢化剂的要求：对液体慢化剂的要求： （1）熔点在室温以下， 高温下蒸汽压要低 （2）良好的传热性能 （3）良好的热稳定性和 辐照稳定性 （4）原子密度高 （5）不腐蚀结构材料 3. 慢化剂材料慢化剂材料 此外，对固体慢化剂还要求结构强度高，抗腐蚀 性能好，易于加工。对液体慢化剂要求不腐蚀结构材 料，熔点在室温以下，高温时具有低的蒸汽压

13、。 1）石墨）石墨 石墨分为天然石墨和人造石墨两种。 天然石墨: 天然石墨是一种非金属矿物。 按其结晶的形状分 两种：形状呈颗粒状的叫致密土状石墨; 形状呈鱼鳞片的叫鳞片 状石墨。我国的石墨资源以鳞片状石墨矿为主。 人造石墨: 人造石墨是以无烟煤、 焦碳、 沥青等原料， 经过 煅烧、 粉碎、 筛分、 成型、 石墨化等工艺过程而制成的产品。 反应堆用石墨的要求： u纯度高； u密度高； u石墨化程度高。 分类： 重水 普通水 液体 铍等固体：石墨、铍及氧化 慢化剂 辐照对石墨的影响： u热导率下降； u尺寸变化； u潜能。 2）铍）铍 铍是较好的慢化剂和反射层材料。 优点：慢化能力比石墨大、高温

14、强度好、熔点、热导率、比 热都比较高，所以适用于高温反应堆，较强的抗腐蚀能力， 尤其在二氧化碳中稳定性良好。 缺点：较脆、难于加工、辐照性能差，且铍有毒、价格贵。 3）氧化铍）氧化铍 氧化铍是陶瓷燃料，热中子吸收截面小、慢化能力大、熔点 高，可在高温液态金属反应堆和高温气冷堆中做慢化剂、反 射层及核材料基体。 优点：具有良好的化学稳定性，在高温液态金属、二氧化碳 等中都是稳定的。 缺点：但在湿空气中加热会生成毒性的氢氧化铍挥发物，因 此比金属铍难于加工。 中子吸收和感生放射性小；中子吸收和感生放射性小； 高的沸点和低的熔点；高的沸点和低的熔点； 高的比热，唧送功率低；高的比热，唧送功率低； 热

15、导率大；热导率大； 有良好的热和辐照稳定性；有良好的热和辐照稳定性； 和系统其他材料相容性好；和系统其他材料相容性好； 价格便宜。价格便宜。 4. 冷却剂材料冷却剂材料 冷却剂材料要求冷却剂材料要求 常用冷却剂常用冷却剂 水水作为冷却剂和慢化剂 主要应用于轻水堆 沸点低、存在沸腾临界、在 高温下有腐蚀作用 重水 重水慢化堆采用重水作 冷却剂的好处是可以减 少核燃料的装载量或降 低核燃料的浓缩度 价格昂贵 钠钠作为冷却剂主要应用 于快中子堆。 钠水剧烈反应、温度梯度质 量迁移、金属的扩散结合、 存在由反应性正空泡效应引 起的控制和安全问题。 气体 气体作为冷却剂主要应 用于气冷堆 因运行压力和流

16、量大而消耗 功率大、价格昂贵、泄漏问 题。 包括：燃料包壳材料、堆内构件材料、反应堆压力容器材料、 反应堆回路材料、蒸汽发生器材料、屏蔽材料和安全 壳材料。 5.结构材料结构材料 a. 铝、镁及其合金 b. 锆合金 c. 不锈钢 d. 镍基合金 e. 碳钢 f. 混凝土 几种结构材料几种结构材料 要求要求： u热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短； u强度高、塑韧性好，抗腐蚀性强、对晶间腐蚀、应力腐蚀 和吸氢不敏感； u热强性、热稳定性和抗辐照性能好； u导热率高、热膨胀系数小，与燃料和冷却剂相容性好； u易加工、便于焊接和成本低廉。 适宜作包壳用的材料主要有：铝及铝合金、镁合金、锆合金锆

17、合金和 奥氏体不锈钢以及高密度热解碳等。 1）包壳材料）包壳材料 功能功能： u支撑燃料组件以及它们的精确定位； u为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督提供支撑和导向； u合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量等。 要求要求： (1)强度高、塑韧性大、高温性能好； (2)中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性； (3)抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好； (4)热膨胀系数小，导热性能好； (5)易加工、成本低。 PWR的堆内构件用材主要是奥氏体不锈钢，部分材料采 用镍基合金。 2）堆内结构材料堆内结构材料 要求要求： u强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂 相容性好； u纯净度高、

18、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定； u容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大； u成本低，高温高压下使用经验丰富等。 应用应用 轻水动力堆压力容器早期曾采用A212B锅炉钢，但为 了提高强度、增大淬透性和改善焊接性能以及随着堆功率 增大等原因，它又经历了A 212B(板材)A302 B(板材)A 533B(板材)A5082 (锻材)A5083 (锻材)的发展过程。目 前国内外广泛采用A5083钢。 3）堆内压力容器材料）堆内压力容器材料 要求要求： u抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强； u基体组织稳定、夹杂物少，具有足够的强度、 塑性和热强性； u铸造和焊接性能好，生产工艺成熟； u成本

19、低，有类似工况的使用经验； 应用应用 沸水堆多采用AISI304不锈钢， 压水堆早期曾采用304或316无缝钢管。现在多采用含有少量铁素体的 AISI 316离心铸造管。 快堆一回路管道多用316不锈钢，二回路管道采用304或316不锈钢。 CANDU重水堆的回路管道也是采用奥氏体不锈钢。 4）反应堆回路材料）反应堆回路材料 传热管材料要求传热管材料要求： u热强性、热稳定性和焊接性能好； u基体组织稳定，导热率高、热膨胀系数小； u抗均匀腐蚀和抗局部腐蚀能力强； u具有足够的塑性和韧性。以便适应弯管、胀管的 加工和抗振动。 应用应用 压水堆蒸汽发生器的传热管早期曾采用过18-8型不锈 钢并满

20、意地使用了三年多。但因奥氏体不锈钢对应力腐蚀 敏感，后被耐热、耐蚀合金因科镍600(Inconel-600)所 代替。 5）蒸汽发生器材料）蒸汽发生器材料 6）屏蔽材料）屏蔽材料 用于防止光子、中子和放射性射线或热辐射危害的材料，称 为屏蔽材料。它大量用在反应堆周围，以阻挡各种射线， 防止堆内中子和射线对人员的危害、设备的损伤和测试 信号的干扰等。 根据射线和物质相互作用的机制可知，原子序数大、密度高 的材料常用作屏蔽射线，如铅、铸铁和重混凝土等；原 子序数小，密度低的材料，如石墨、石蜡和轻水等常用作 屏蔽中子。 但对高能中子也常用重金属或不锈钢作屏蔽材料，利用它们 对高能中子的非弹性散射吸收

21、中子能量。另外还常用硼、 三氧化二硼或碳化硼的形式与中子屏蔽材料组合使用，以 减少(n，)反应的放射源强度。 安全壳的体积很大，直径约为40m，高60m左右。内 层的钢密封衬是在现场组装和焊接的，焊前无法预热、焊 后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强 度高、塑韧性大。 安全壳材料多采用碳锰钢，如A516，16Mn和15MnNi 63钢 等。当壳体厚度超过38mm时，为了提高淬透性，改善强度 和韧性以及焊接性能，需采用低合金高强度钢A537或A387。 7）安全壳材料）安全壳材料 控制材料是实现反应堆的可调功能的材料，其特点 是中子吸收截面大，对反应推的正反应性有抑制、释放和 调节

22、的作用。 u能有效地吸收中子外，能抗腐蚀； u在运行的温度和辐照条件下具有化学和尺寸稳定性； u有足够的机械强度； u有良好的热传导性以把吸收中子反应所产生的热量导 出； u价廉易得，容易加工。 常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土 元素。 6. 控制材料控制材料 控制材料控制材料要求 镉镉 镉具有很高的热中子吸收截面，而且价格也够便宜，但由于熔 点低，在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降，因此只能 用于低温的研究性反应堆中。 银银-铟铟-镉镉 把热中子吸收截面打的铟、银制成合金，具有很强的中子吸收 能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工， 有足够的强度，

23、但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 硼硼 热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两 种同位素硼-10和硼-11，吸收中子主要依靠硼-10。所以把 材料中的硼-10富集可提高控制效率。 其缺点是吸收中子后产生氦气，产生的氦气会使材料体积膨胀， 尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。 硼的应用：将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控 棒或装配成棒束型控制棒；在压水堆中用作化学补偿控制;补偿 反应堆剩余反应性。 主要控制材料特点主要控制材料特点 铪铪 铪是做水堆控制棒的最好材料。特点： （1）具有相当的热中子吸收及大的超热中子吸收截面 （2）铪的四种同位素都有较大吸收截面 （3）能以金

24、属形式且没有包壳情况下应用 （4）在高温水、氦、钠中都有很好的抗腐蚀性能 （5）熔点高、耐热性好 （6）有足够的机械强度，满意的焊接性能和加工性能 （7）铪稀少而昂贵，因而限制了在民用堆上的应用 稀土元素稀土元素 稀土元素有大的热中子吸收截面，也有较大的超热吸 收截面。由于稀土元素金属的活性太高，成本也比稀土氧 化物贵，因此都以氧化物的形式应用。稀土氧化物的熔点 高，但在热水中会迅速水解而发生肿胀，因此即使将稀土 氧化物弥散在基体金属内也必须有包壳。 压水堆都是采用控制棒和冷却剂中加硼酸(化控) 以及固体可燃毒物三种方式联合控制。 a. 铝、镁及其合金 b. 锆合金 c. 不锈钢 d. 镍基合

25、金 e. 碳钢 f. 混凝土 几种结构材料几种结构材料 铝的热中子截面及活化截面较小，导热性能好，价廉易得，铝的热中子截面及活化截面较小，导热性能好，价廉易得， 耐辐照及加工性能好。并有适当的强度和良好的塑性，对耐辐照及加工性能好。并有适当的强度和良好的塑性，对 100以下的纯水也有较好的抗蚀性。但铝的熔点低，在以下的纯水也有较好的抗蚀性。但铝的熔点低，在 温度较高时，机械强度和抗腐蚀性能不能满足要求，因此温度较高时，机械强度和抗腐蚀性能不能满足要求，因此 铝和铝合金一般在石墨水冷生产堆、实验研究堆等温度较铝和铝合金一般在石墨水冷生产堆、实验研究堆等温度较 低的反应堆中作燃料包壳和其他结构材料

26、。当铝被用作包低的反应堆中作燃料包壳和其他结构材料。当铝被用作包 壳材料时，为防止壳材料时，为防止UAl反应特在燃料与包壳之间镀了一反应特在燃料与包壳之间镀了一 层镍。层镍。 镁合金镁合金也称为镁诺克斯合金，意为耐氧化的镁。也称为镁诺克斯合金，意为耐氧化的镁。 由于它塑性好、热中于吸收截面小、抗由于它塑性好、热中于吸收截面小、抗CO2氧化氧化 能力强并与铀相容性好，所以被选作为天然铀、能力强并与铀相容性好，所以被选作为天然铀、 二氧化碳气冷堆二氧化碳气冷堆(也称镁诺克斯堆也称镁诺克斯堆)的元件包壳材料。的元件包壳材料。 因包壳镁合金延性高，故对辐照和热循环引起的因包壳镁合金延性高，故对辐照和热

27、循环引起的 应力变化和铀的尺寸变化适应能力强。另外，镁应力变化和铀的尺寸变化适应能力强。另外，镁 合金又具有较高的抗蠕变能力，这对保证燃料元合金又具有较高的抗蠕变能力，这对保证燃料元 件的完整性也有利。第三，镁合金热中子吸收截件的完整性也有利。第三，镁合金热中子吸收截 面小，设计上允许镁包壳的管壁可以增厚，并且面小，设计上允许镁包壳的管壁可以增厚，并且 可以采用较大的散热肋条。可以采用较大的散热肋条。 以锆为基加入其它合金元素组成的合金， 称为锆合金。铬合金的热中于吸收截面小、 导热率高、机械性能好又具有良好的加 工性能以及同UO2相容性好，尤其对高温 水、高温水蒸气也具有良好的抗蚀性能和 足够的热强性，所以锆合金被广泛用作水 冷动力港的包壳材料和堆芯结构材料。表 格2-9、10-9 不锈钢不锈钢在高温下具有很好的机械性能；良好的抗腐蚀性在高温下具有很好的机械性能；良好的抗腐蚀性 能；与燃料有好的相容性；以及相当好的抗辐照性能。因能；与燃料有好的相容