核电厂材料福清班chapter01绪论

福清核电2016年运行人员基础理论培训北京，2016龙斌教授中国核工业研究生院ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlantsChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlants绪论Introduction核电厂材料总体安排总课时32课时每个课时包括50分钟授课，每章结束进行一次课堂练习考试方式：采用教考分离；笔试；满分：100分，80分及格？实习和参观：1）反应堆（中国实验快堆CEFR）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电厂材料授课内容绪论（2课时）材料学基础（6课时）材料的性能（6课时）核燃料（4课时）包壳材料（6课时）核电厂材料授课内容结构材料（5课时）反应堆其它材料（2课时）老化管理和失效分析基础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年核反应堆材料的重要性第1章绪论第1章绪论河水、海水或冷却塔核岛核反应堆的工作条件是如此严峻，它的材料必须在高温、高压、强辐照和极大的温度梯度的条件下工作，同时还有腐蚀的影响。它所面临的条件比迄今为止我们所遇到的任何工程所面临的条件要复杂得多。常规岛反应堆材料的重要性：它是堆安全的基础，防止堆内放射性物质外逸第一道屏障——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——安全壳第1章绪论主要的核燃料：23592U、23392U、23994Pu----可裂变（需高能中子）易裂变天然燃料U-238（99.28%），Th-232U-235（0.714%）转换燃料Pu-239,U-233二次再生燃料核裂变反应核裂变一个铀核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。MeVnBrLanU200287351475723592•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。第1章绪论核裂变核能释放的两种形式•快速（原子弹）控制棒核燃料冷却剂容器•慢速（核反应堆）第1章绪论核裂变美国轰炸广岛用的littleboy原子弹核裂变不可控原子弹第1章绪论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）第1章绪论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，轻水冷却第1章绪论我国第一座自主研发的核电站-秦山核电站QinshanI•Capacity:300MWe•Type:PWR•Griddate:1991.12.15•Loadfactor:96.39%(in2008)QinshanII•Capacity:2x600MWe•Type:PWR•Griddate:unit-12002.02.01unit-22004.03.11•Loadfactor:unit-187.38%unit-286.48%(in2008)QinshanIII•Capacity:2x700MWe•Type:PHWR(CANDU)•Griddate:unit-12002.11.10unit-22003.06.12•Loadfactor:unit-193.48%unit-289.34%(in2008)第1章绪论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）第1章绪论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。镉棒控制棒第1章绪论90共30个国家和地区发展核电，共434座核电站，367.7GWe，发电量占世界总发电量的约14%。01020304050607080(%)核电已发展成世界主力能源第1章绪论90中国清洁能源建设•中国清洁能源目标–到2020年占总发电的29%•主要清洁能源–水电（现2.49亿千瓦，极值5亿千瓦）–风电（现0.61亿千瓦，极值7亿千瓦）–太阳能（现3.28GW，极值2亿千瓦）–核电（现0.13亿千瓦，极值4亿千瓦以上）•2012年中国可再生能源投资达677亿美元，为世界第一第1章绪论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电厂系统和材料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核电厂系统和材料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CFR10002011~2023~2035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作为主力电站规模化发展核电厂系统和材料沸水堆（BWR）河水、海水或冷却塔冷却水从燃料棒处获得热量将冷却剂变成蒸汽和水的混合物汽水分离器及蒸汽干燥器汽轮机发电285oC7MPaQ：压力容器内的沸腾水温为285oC，请问压力应该控制在多少？核电厂系统和材料核电厂系统和材料沸水堆（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-24.控制棒：B4C/304S.S5.回路管道：304S.S，316S.S或碳钢核电厂系统和材料沸水堆（BWR）福岛电站（BWR）结构示意图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2020/5/23核与辐射安全中心PPT(请键入标题)27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2020/5/23核与辐射安全中心PPT(请键入标题)27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核电厂系统和材料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,水位下降核电厂系统和材料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锆水反应产生大量氢气,1-4号机组相继发生氢气爆炸Zr+2H20ZrO2+2H2核电厂系统和材料核电厂系统和材料压水堆（PWR）河水、海水或冷却塔280-320oC15.5MPa280oC7MPa核电厂系统和材料压水堆（PWR）CurtsytoDr.RogerW.Staehle核电厂系统和材料压水堆（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+316SS3.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/316,304S.S5.蒸发器：外壳：低合金钢传热管：Inconel6006.一回路管道：316,304S.S7.二回路管道：碳钢重水堆（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）热功率1000～5000MWt反应堆压力～1atm反应堆出口温度530～550℃平均功率密度350MWt/m3燃料氧化物或金属合金包壳316Ti,15Cr-15Ni,ODS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燃料元件包壳：316Ti,15Cr-15Ni,ODS,HT9组件盒:316Ti,15Cr-15Ni,ODS,HT92.控制棒：B4C/316Ti3.堆容器：316S.S4.中间热交换器：316S.S5.一回路管道：316S.S，304S.S6.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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核电厂材料反应堆核电厂材料装置核电厂材料热室材料性能分析与检测扫描电镜实验室ZEISSSUPRA55性能参数：分辨率：0.8nm@15KV放大倍数：12-1,000,000x加速电压：0.02-30KV探针电流：4pA-20nA样品室：300mm()x270mm(h)核电厂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核电厂材料材料性能分析与检测X射线衍射分析实验室BrukerAdvanceD8性能参数：光管类型：Cu靶陶瓷X光管；光管功率：2.2kw；超速林克斯阵列检测器线性范围：＞7.6×106cps,背景：＜0.1cps核电厂材料持久蠕变实验室GWT2304性能参数：最大试验力：30kN最大实验温度：1100oC冲击实验室性能参数：最大冲击能量：300J，150J摆锤力矩(冲击常数)：160.7695Nm,80.3848N•m角度最小分辨力：0.1°试验温度：室温-60o核电厂材料旋转高压釜实验室性能参数：容积：5升内胆：Inconel625合金材料最大压力：35MPa最大工作温度：500°C最大旋转速度；1750RPM主要功能：静态/动态高温高压挂片试验（临界和超临界）核电厂材料核电厂系统和材料CIAE，龙斌中国核工业研究院研究生院本章基本要求：1）了解反应堆关键部件对结构材料的基本要求及选材；2）初步了解反应堆的材料在运行和安全上可能遇见的问题