反应堆材料学chapter01绪论part1

龙斌教授核工业研究生部ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China反应堆材料学MaterialsforNuclearApplicationChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China反应堆材料学MaterialsforNuclearApplication绪论Introductionpart1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）：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，BWRSFR，LFRCANDU2）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：1.核性能：1）燃料；2）结构材料；3）控制棒材料2.力学性能：具有好的强度、塑性及蠕变性能；3.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包壳材料外套管材料辐照效应辐照肿胀辐照引起的蠕变辐照脆化辐照肿胀辐照引起的蠕变辐照脆化力学性能拉伸强度拉伸塑性蠕变强度蠕变塑性拉伸强度拉伸塑性腐蚀与钠的相容性与燃料的相容性与裂变产物的相容性与钠的相容性其他良好的加工性能国际上较为成熟的使用经验有供选择的材料河水、海水或冷却塔核岛第一节核裂变反应和反应堆简介主要的核燃料：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。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。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）控制棒核燃料冷却剂容器•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littleboy原子弹核裂变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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)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中子产生率小于中子损失率，链式反应不能自持反应堆超临界：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？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2020/10/29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2020/10/29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压水堆（PWR）河水、海水或冷却塔280-320oC15.5MPa280oC7MPa核裂变反应和反应堆简介压水堆（PWR）CurtsytoDr.RogerW.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+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）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InnovativeNuclearReactors-GenerationIVSodiumcooledfastreactor(SFR)Leadcooledfastreactor(LFR)Gascooledfastreactor(GFR)SupercriticleWatercooledReactor(SCWR)VeryhighTemperatureReactor