核电站培训材料1

2023/2/51核电站材料

阮於珍编著

第一章概述（3学时）2023/2/52核电简史1955年开始发展核工业主要为军用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2023/2/53当前已运行的核电站秦山一期—30万秦山二期—2×65万秦山三期—2×72.8万大亚湾—2×100万岭澳—2×100万田湾—2×100万2023/2/54在建核电站秦山二期2×65万三门2×100万岭澳二期2×100万方家山2×100万红沿河2×100万宁德2×100万海阳福清阳江台山2023/2/551.1材料在核电站中的重要性

（材料问题的严峻性）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材料的工作条件高温，高压，温度梯度，强辐射，腐蚀2023/2/56核电厂材料的工作条件

PWR高温：290--320℃高压：15.5MPa温度梯度：2000--4000℃/cm强辐射:α、β、γ、中子、裂变产物腐蚀：腐蚀介质、水的辐照分解产物

2023/2/57常用动力堆简介BWRPWRHWRLMFBR2023/2/58图1.1沸水堆电站系统2023/2/59沸水堆电站系统2023/2/510压水堆电站系统

图1.22023/2/511压水堆电站系统2023/2/512重水堆流程图2023/2/513CANDU型反应堆流程图

图1.32023/2/514快堆电站系统

图1.42023/2/515池式快堆电站系统2023/2/516回路式快堆电站系统2023/2/517

1.2材料的分类2023/2/518材料的分类1）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，2）反应堆核岛用材料：由于这部分材料暴露在辐射场内，存在核材料的特殊问题。（1）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。如铀-235、铀-233、钚-239。

b可转换核素是指某核素在俘获高能中子（>1MeV）以后会转换为可裂变核素。如钍-232、铀-238。

(2)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。2023/2/519包壳材料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、强度好、韧塑性好、耐腐蚀、抗辐照、热稳定性好等。2023/2/520结构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、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。2023/2/521慢化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碰撞来降低中子能量，使高能快中子变为能被裂变原子俘获，并激发另一次裂变的热中子的材料。

反射材料是指该材料的原子与从堆芯逃逸的中子发生碰撞后，能使从堆芯逃逸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。2023/2/522控制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，同时价格因素也很重要。2023/2/523屏蔽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、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。2023/2/524对核电厂材料的要求（1）

为了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，材料的性能应满足下列要求：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SCC,氢脆等），抗高温氧化，与其他材料的相容性2023/2/5251.3核电厂主要部件用材的

基本要求

2023/2/526对核电厂材料的要求核性能：中子吸收、中子散射等抗辐照性能：辐照导致材料的性能改变，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，热处理等经济性：原材料来源方便，制造成本低，使用经验丰富2023/2/527理想的燃料须具备以下特点（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。2023/2/528包壳材料应具备的性能（1）具有小的中子吸收截面；（2）具有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）具有良好的抗腐蚀性能，与燃料、冷却剂相容性好。（4）具有好的强度、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。2023/2/529控制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。2023/2/530压力容器材料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。压水堆容器的设计压力为17.6MPa，设计温度350℃。作用于压力容器的载荷除此以外还有因吸收γ射线引起的热应力；各种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2023/2/531反应堆冷却剂泵(主泵)材料主泵在高温、高压下工作，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。2023/2/532一回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。由于一回路管道比较大也有用低合金钢制作，内衬不锈钢的。