第二讲反应堆材料体系概述

第一章反应堆材料体系概述1.材料在核电厂中的重要性2.核电厂主要部件的用材3.燃料元件和组件思考题反应堆运行工况对反应堆用材料(主要指一回路设备材料)的性能要求是什么？请根据用途给出核材料体系中主要包括那些材料？压水堆核电站的四道安全屏障是用哪些材料来保障的？核材料的核性能要求有哪些？什么是辐照效应？金属材料的辐照效应一般有哪些规律？结合能的利用—核能轻核比结合能最大结合时质量亏损大中等核重核重核中等核重核裂变质量亏损轻核轻核聚变轻核中等核质量亏损可被利用的能量1.材料在核电厂中的重要性1942年12月2日下午,美国费米实验室在芝加哥大学的足球场西看台下的网球场,世界上第一座原子核反应堆“芝加哥”第一号（CP-1）开始运行,揭开了人类利用原子能的序幕。“反应堆之父”费米第一座核反应堆－－“芝加哥”第一号该反应堆是用石墨层和铀层相间堆砌的，共有57层，高6米，呈扁球形。堆中间留了许多小孔，内插镉棒，调节镉棒插入的深浅，改变其吸收中子的多少，便可达到控制反应速率的目的。反应堆运行功率:0.5瓦、瞬时200瓦可控聚变反应堆探秘氘-氚聚变释放的能量是铀－235裂变释放的能量的4.7倍Q1:材料在核电厂中的重要性表现在哪些方面？保障反应堆的安全：防止堆内放射性物质外逸。四道屏障是什么？各有什么材料构成？保障核电站的运行可靠性和经济性。例如采用In690或Incoloy800合金替代早期的奥氏体不锈钢以及In600合金，克服了GS传热管的磷酸盐耗蚀、凹痕腐蚀、点蚀与应力腐蚀的敏感性，从而减少了传热管的泄漏概率，提高了运行可靠性。燃料元件包壳由奥氏体不锈钢改为热中子吸收截面仅为它10分之1的锆合金后，减少了中子损失，使元件燃耗提高了10GWd、tU，此后又经过进一步改进，Zirlo、M5或NDA新型锆合金后，从原先的33提高到52.5，65和55，换料周期由12个月延长到18个月，节约铀燃料13-16%。对反应堆的设计、建造及寿命有着重要的作用对核电站的建设质量和水平，以及系列化、商品化和改进与发展息息相关。Q2:在核电站的使役条件下，反应堆材料的性能应满足那些要求？核性能:（除控制材料外）力学性能:足够的强度、韧性和耐热性化学性能:化学稳定性好，抗腐蚀,对冷却剂和燃料相容性好物理性能:导热率大、热膨胀系数小、熔点高辐照性能:对辐照不敏感，辐照肿胀和辐照引起的性能变化小，辐照产生的感生放射性小。工艺性能:冶炼、铸造、锻压、热处理和冷、热加工以及焊接性能均应良好；淬透性大经济性反应堆材料的性能要求-1

（1）核性能为减少中子消耗、降低235U的临界质量(堆芯临界尺寸)和浓度(富集度),除控制材料外,堆芯所有结构材料的中子吸收截面都应该尽可能地小；为减少放射性危害,制造反应堆的材料活化截面也应该尽可能小,含长半衰期元素少,如Co。反应堆材料的性能要求-2

（2）机械性能强度、塑韧性和热强性高,缺口敏感性和晶体长大倾向性小。（3）化学性能抗腐蚀、抗高温氧化能力强；点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀倾向性小。（4）辐照性能辐照期间组织、结构应稳定,脆化、肿胀等辐照效应和PCI（芯块与包壳的相互作用）小；杂质和气体合量少,纯洁度高,尤其Cu、P、S含量应尽量少,成分偏析小；晶粒和沉淀强化相要细小稳定。反应堆材料的性能要求-3

(5)工艺性能冶炼、铸造、煅压、冷加工和焊接性能都应良好；淬透性大,无时效、回火脆性和二次硬化以及延迟脆性等倾向。(6)物理性能导热率大,热膨胀系数小；(7)经济性工艺简单易行,原材料来源方便,制造成本低廉。在满足上述要求基础上,应优先选用工艺成熟,使用经验丰富的材料。2.核电厂主要部件的用材核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安全壳材料控制材料慢化材料冷却剂材料反射材料和屏蔽材料本课程强调材料的辐照效应，什么是辐照效应？材料的辐照效应的一般规律有哪些？辐照效应入射粒子与材料晶格原子的相互作用,它包括碰撞过程、缺陷形成过程和微观结构演化过程,这将导致辐照肿胀和辐照生长和微观结构的变化,在缺陷复合时释放出潜能。这些辐照缺陷和微观结构的变化,在应力场的作用下形成力学性能和辐照蠕变,在电场和晶格振动场下与电子、声子相互作用形成物理性能的变化。结构材料受中子辐照后主要产生以下几种效应电离效应:指反应堆中产生的带电粒子和快中子与材料中的原子相碰撞，产生高能离位原子，高能的离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使电子跳离轨道，产生电离的现象。离位效应:中子与材料中的原子相碰撞，如果传递给阵点原子的能量超过某一最低域能，这个原子就可能离开他在点阵中的正常位置，在点阵中留下空位。这个原子的能量在多次碰撞中降到不能再引起另一个阵点原子位移时，该原子会停留在间隙中成为一个间隙原子，一个空位加一个间隙原子=一个弗兰克对。当初级离位原子从与中子碰撞过程中获得能量，其能量大于两倍的离位阈能时，就会与其它阵点离子相碰，产生二级、三级、。。。。n级位移原子，形成联级碰撞，这种离位原子就是中子导致的损伤源。嬗变:即受撞的原子核吸收一个中子，变成一个异质原子的核反应。中子与材料产生的核反应（n，a），（n，p）生成的氦气会迁移到缺陷里，促使形成空洞，造成氦脆。离位峰中的相变:有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态。这是在高能中子辐照下，产生离位峰，随后又快速冷却的结果。无序或非晶态被局部淬火保留了下来，随着注量增加，这种区域逐渐扩大，直到整个样品成为无序或非晶态。材料的辐照效应的一般规律有哪些？

性能改变辐照导致材料的硬化和脆化。材料的屈服强度、抗拉强度、韧脆转变温度、杨氏模量及高温蠕变速率增加；而导致塑性指标（延伸率等）,密度、冲击功、断裂韧性、疲劳寿命及热导率减小。辐照肿胀辐照导致材料中产生大量的缺陷,缺陷聚集后产生空位位错环和间隙位错环。空位位错环不易坍塌,因为核反应产生的氦气易聚集在空位位错环内,而使其形成三维的空洞造成体积膨胀；间隙位错环坍塌后在原晶体中多了一个原子面,使体积增加。因此辐照导致材料的肿胀。辐照肿胀与温度有关。如不锈钢大约在0.3-0.5Tm下辐照肿胀量最大氦脆由于（n,a）核反应产生大量的氦气,一旦氦泡在晶界聚集,就会造成材料的脆化,形成沿晶断裂。辐照生长一些材料在中子辐照下表现为定向的伸长和缩短,而密度基本不变,这种现象成为辐照生长。如锆在辐照下呈现a轴生长,c轴缩短的现象,宏观上观察到包壳管变长。而石墨辐照生长的情况却是a轴缩短,c轴生长的现象。辐照诱导放射性尽量避免在辐照下产生长寿命同位素,不然会增加废物处理负担。Co59反应后产生的Co60半衰期为5.12年,放射性很强。Radiationeffectsonmaterials

Atomicdisplacementcascadesintroducepointdefects(vacancies,interstitials).Transmutationnuclearreactionsproduceimpurities(e.g.He,Hatoms)(n,)reaction:58Ni+n

59Ni+59Ni+n

56Fe+4HeRadiationeffectsonmaterials

AtomicdisplacementDefectdiffusionandaggregationEvolutionofmicrostructure(Smalldefectclusters,Dislocationloops,Precipitates,Voids,Hebubbles)Majorchangesinproperties(Hardening,embrittlement,creep,swelling)Radiationeffectsonmaterials

水水压水堆核电站

PressurizedWaterReactor(PWR)压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路一回路基本参数: 一回路:压力154bar,高压水 二回路:压力~55bar,出口饱和蒸汽蒸汽292002年3月6日,Davis-BesseUSA2004年8月9日,日本美滨给水管2003年4月12日,南TexasUSA(1)燃料（核裂变材料）压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷型材料。耐高温并在铀的氧化物中密度最高、抗蚀和抗肿胀性能也比较好陶瓷性质的结构可以保持大部分的裂变产物,形成防止放射性物质外漏的第一道安全屏障。燃料组件先将UO2烧结成圆柱形芯块,再封装在锆合金(如锆－4合金、M5等)管内组成元件。然后将元件以n×n阵列方式定位排列在方形格架内,组成燃料组件反应堆的裂变场所,即活性区就是由许许多多燃料组件排列而成燃料芯块低富集度的UO2粉末经冷压，高温下烧结。芯块直径8.19mm,高13.5mm制造密度为理论密度的95%密度高，芯块的温度下降降低密度:减少高燃耗时燃料的肿胀辐照的影响热膨胀致密化肿胀裂缝释放气体(2)包壳材料燃料包壳管是反应堆的第二道安全屏障。作用:支撑、保护燃料不受冷却剂浸蚀防止裂变产物进入冷却剂回路。材料应具备下列性能:(1)中子吸收截面小，导热率好；(2)强度高，塑韧性好，耐蚀性强、对应力腐蚀不敏感；(3)热强性、热稳定性和抗辐照性能好。PWR燃料元件包壳一般都采用锆合金:中子吸收截面小在350℃下具有优良的机械性能和抗水腐蚀能力(3)反应堆压力容器材料

压力容器及一回路压力边界是核电站的第三道安全屏障。保持一回路系统压力,防止冷却剂沸腾；在燃料元件一旦破损时,保证放射性物质或气体仍保留在一回路系统内。广泛采用MnMoNi钢,如A508-Cl.3(16MnD5)、A533gradeB,为防止腐蚀,与冷却剂接触的内壁堆焊了一层或两层奥氏体不锈钢里衬(308L/309L)。(4)回路材料

PWR核电站回路系统包括:反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和回路管道等（统称核岛）。一回路对反应堆安全十分重要，为防止破坏引起失水事故（LOCA），一回路管道材料应满足下列要求:抗应力腐蚀、晶间腐蚀、均匀腐蚀、冲刷腐蚀能力强；高、低温强度和塑韧性好；焊接和铸造性能好。一回路管道材料大量使用奥氏体、或双相不锈钢和镍基合金等(5)蒸发器材料蒸汽发生器结构主要由筒体、管板、水室、汽水分离器、干燥器和倒U形传热管组成。U形管是主要传热构件，多达几千根，总长约70－110公里，设计时留有足够的堵管裕量，即使寿期内有上千根停用，仍有足够的传热面积。传热管材料需具备:（1）导热性能好、热膨胀系数小；（2）抗应力腐蚀能力强；（3）热强性、热稳定性和焊接性能良好；（4）塑韧性好，以便制管、弯管和胀管的加工。PWR蒸汽发生器传热管早期用不锈钢，如304型，后用INCONEL-600，发现其晶间腐蚀敏感性后又改用INCOLOY-800或INCONEL-690合金，经稳定化处理蒸发器传热管的损伤(6)控制材料控制材料的特点是中子吸收截面大,如硼B-10、铪Hf、镉Cd等。主要用作控制棒和可燃毒物。反应堆的功率调节、后备反应性的储备以及开堆、停堆等都需要用控制材料制成的控制棒、调节棒、可燃毒物等来实现。(7)安全壳材料安全壳是核电站的第四道安全屏障。目的:防止当发生强烈地震或失水等严重事故时，保证放射性物质全部保持在安全壳内，不外逸污染环境。防止外界自然力或人为原因损坏反应堆或威胁反应堆安全。安全壳的体积庞大，其组装、焊接是现场进行的，焊后难以进行热处理。要求材料焊接性能好、杂质少、强度高，塑韧性好。安全壳材料国外多采用SA516和SA517钢或16Mn钢。也有采用高强度A543钢的。AP1000用SA-738-B钢。(8)慢化材料目的:将裂变放出的快中子慢化成热中子，以便235U吸收发生核裂变(因为235U吸收慢中子发生裂变的效率比快中子要高很多)。方法:靠非弹性碰撞降低快中子能量。慢化材料的特性:质量轻、中子散射截面大，所以多用轻水、重水和石墨等。(9)冷却剂材料冷却剂是将核裂变能导出堆芯的载热剂。冷却剂性能:导热性好，比热容大、流动性好和腐蚀性小。常用的冷却剂:轻水、重水He、CO2液体金属如钠、钠钾合金、铅铋合金等现代发展起来的还有熔盐等。压水堆的冷却剂与慢化剂功能合一都用轻水或重水。(10)反射与屏蔽材料反射材料:作用减少中子损失，尽量使活性区边界逸出的中子被反弹回堆芯。材料要求:原子量小、中子散射截面大，吸收截面小。散射截面大，意味着与中子碰撞机会多，于是中子回弹到堆芯的几率也大除常用的慢化剂可作反射层材料外，石墨、铍和氧化铍也是较好的反射材料屏蔽材料:反应堆的屏蔽分射线屏蔽、中子屏蔽和热屏蔽三种。射线屏蔽主要靠密度大的材料，比如铅、重混凝土可屏蔽高能射线。屏蔽中子用轻质材料，比如轻水、石墨和石蜡等。热屏蔽用空心腔不锈钢弧型瓦或增厚吊栏或增大压力容器与堆芯之间的距离达到隔热目的。3.燃料元件和组件