第三章 核反应堆结构与材料

,4/17/2014,#,官方测量仪显示：,11.83v,记者探测仪：,21v,其他地区：,40v300v,50,年内都不适宜人类居住,太可爱了，心都融化了,压水堆结构,25,概述；,反应堆压力容器；,反应 堆堆内构件；,燃料组件,控制棒驱动机构,第三章 核反应堆结构与材料,反应堆材料,核燃料；,反应堆结构材料；,慢化剂和冷却剂材料,控制材料,概 述,26,压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足,物理设计和热工设计,的基本要求，,既要保证可控 的裂变链式反应可靠地进行，又要把裂变产生的 热量及时带出。,一般来说压水堆主要是由,反应堆 压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机 构,等组成。,反应堆的外壳称为压力容器，运行在很高的压力 下，容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。,压 力容器上带有若干个接口管嘴，整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座支撑。,堆芯支撑结构由,上部支撑结构和下部支撑结构,组 成。吊篮以悬挂方式吊在压力容器上部的支撑突 缘上，吊篮与压力容器之间形成一个,环形腔,，称 为下降段。,冷却剂从入口管嘴进入反应堆，沿下 降段流到压力容器下腔室，然后折返向上通过堆 芯，在堆芯内吸收核裂变产生的热量，再经由上 栅格板、上腔室，经出口管嘴流出。,在反应堆堆芯内，,冷却剂流量的主要部分用于冷 却燃料元件，其中有一小部分旁通流量用来冷却 上腔室、上封头和控制棒导向,管，使这些地方的 水温接近冷却剂入口温度。,27,核反应堆的本体结构,28,29,反应堆堆芯是释放能量的关键部分，因此反应堆 堆芯结构性能的好坏对核动力的,安全性、经济性 和先进性,有很大的影响。一般说来，它应满足下 述基本要求：,（,1,）堆芯功率分布应尽量均匀；,（,2,）尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料；,（,3,）有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力；,（,4,）有较长的堆芯寿命；,（,5,）堆芯结构紧凑，换料操作简便。,7,目前大型压水堆的 燃料组件都不设组 件盒，冷却剂可以 产生横向搅混。堆 芯周围有板包围板 固定在吊篮上，吊 篮外侧固定着热屏 蔽，用以减少压力 容器可能遭受的中子辐照。,在压水堆中，所有燃料组件内都设有,控制棒导 向管,，,约,1/3,的燃料组件的控制棒导向管布置 有控制棒,。其它燃料组件的控制棒导向管内布 置,可燃毒物棒或中子源棒,。凡不布置控制棒、 可燃毒物或中子源棒的导向管，均用,节流棒,安 插在导管内以减少冷却剂旁流，这种棒称为,阻 力塞,。控制棒组件从上部插入堆芯实现反应性 控制和停堆。组件中心的仪表管允许从压力容 器底部将堆内中子通量测量探头伸入组件内任 意高度。,31,核反应堆运行周期之初，核燃料所具有的产生裂 变反应的潜力很大，必须妥善加以控制。可通过 布置一定数量的,控制棒,和在冷却剂中加入,硼酸,的 方法来实现对后备反应性的控制。,在堆芯内一般还布置一定数量的,可燃毒物棒,，目 的是补偿堆芯的部分后备反应性。,为了启动反应堆，在堆芯内必须布置,中子源,。中 子源有,初级中子源,和,次级中子源,两种。,32,反应堆压力容器,33,反应堆压力容器是用来,固定和包容堆芯、堆内 构件,，,使核燃料的裂变链式反应限制在一个密 封的金属壳内进行,。一般把燃料元件包壳称为 防止放射性物质外逸的,第一道屏蔽,，把包容整 个堆芯的压力容器及一回路管路系统称为,第二 道屏蔽,。,压力容器,外形尺寸大、质量大，加工制造技术 难度大,，特别是随着核电站单堆容量增大，压 力容器的尺寸也,越来越大,。,压力容器的核安全设计标准中是,安全一级,的设 备，它在事故状态下的,可靠性和完整性,是核反应 堆安全的重要保证。正确选材是保证反应堆压力 容器安全的关键，其选材的原则：,（,1,）要保证材料的纯度；,（,2,）材料应有适当的强度和足够的韧性；,（,3,）材料应具有低的辐照敏感性；,（,4,）导热性好，在温度变化时热应力较小；,（,5,）便于加工制造，成本低廉。,34,12,当前压水堆的压力容器材料普遍选用,低合金钢,。 低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于,10,18,cm,2,的辐照后，,脆性转变温度明显升高,，这是危及反 应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能量的措施有：,严格限制铜和磷的含 量，添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素,。,反应堆压力容器是由,容器本体,以及双头螺栓连接 的反应堆,容器顶盖,组成。反应堆容器是由低合金 锻钢环形锻件焊接而成。反应堆压力容器包容堆 内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。,为防止锈蚀，凡与水接触的容器内表面都堆焊,不,锈钢覆面层,。,13,反应堆压力容器顶盖,反应堆压力容器顶盖由,顶 盖法兰,和,顶盖本体,焊接成 一个整体。,（,1,）顶盖法兰,该法兰上钻有若干个螺栓 孔，法兰支撑面上有二道 放置密封环用的槽。,（,2,）顶盖本体,压水堆一般都采用半球形 顶盖，半球形顶盖用板材,热锻成形。,37,压力容器筒体,38,压力容器筒体由以下几个部分组成。,（,1,）法兰段,法兰上钻有若干个未穿透的螺纹孔。法兰段上还 包括：与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支撑面； 一根泄漏探测管；一个支撑台肩。,（,2,）接管段,反应堆的进出水口从这里引出，根据一回路环路 数量的不同有不同的接口数。,（,3,）筒身段,由上筒体和下筒体组成；,（,4,）过渡段,过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段连接起 来。,（,5,）下封头,由热扎钢板锻压成半球形封头。装有几十根因科镍 导向套管，,为堆内中子通量测量系统提供导向,。,39,反应堆容器支撑结构,40,根据 反应堆压力容器在电站或舰船上所处的位 置，各自都采用不同的支撑结构。早期的压力容 器底部无通量测量装置，在堆的底部设有压力容 器支撑裙，将支撑裙焊接在压力容器的下封头或 接管段上。,近代压水堆的压力容器增大，,下封头设有中子通 量测量管，需要较大的下堆腔,。因此，在核电站 中，,利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支 撑，整个压力容器依靠接管和与接管相连的钢垫,支撑在混凝土的基础上,。,反应堆堆内构件包括,吊篮部件,、,压紧部件,、,堆内 温度测量系统,和,中子通量测量管,等。其作用是：,（,1,）,使堆芯燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组 件、中子源组件和阻力塞组件定位及压紧；,（,2,）,保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒组 件的运动起导向作用,；,（,3,）,分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动,；,（,4,）,固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补 偿堆芯和支撑部件的膨胀空间,；,（,5,）,减弱中子和,射线对压力容器的辐照,。,41,19,堆芯下支撑构件,堆芯下支撑结构位于 反应堆压力容器封头 的下端。包括,吊篮筒 体、下栅板组件、围 板和幅板组件、热屏 蔽组件和吊篮防断支,撑,。,反应堆堆内构件,构良好的对中，并限制吊篮部件周向转动。,43,吊篮筒体,吊篮筒体是圆筒形,不锈钢构件,。它由,吊篮筒身,、,吊篮上法兰,、,出口水密封法兰,和,吊篮底板,等组 成。,吊篮筒体的上法兰悬挂在压力容器的内壁支撑凸 缘上，当筒体受热后向下自由膨胀，同时也便于 把筒体的法兰压紧在压力容器法兰的支撑台肩 上。吊篮上法兰周边开有四个均匀布置的方形槽 孔，由四个方形键将吊篮部件和压紧部件与压力 容器定位。这样，可以保证燃料组件和控制棒机,下栅板组件,44,下栅板组件由,吊篮底板,、,流量分配板,、,堆芯下栅 板,和,可调整的支撑柱,组成。,堆芯的燃料组件直立在堆芯下栅板上，每个燃料 组件下端的定位销孔与堆芯下栅板上的定位销相 配，使燃料组件在堆芯内精确定位。,下栅板上开有许多流水孔道，以保证水流过燃料 元件。根据热工水力要求，在堆芯下栅板与吊篮 底板之间设有流量分配板，以使冷却剂按一定流,量分配要求去冷却燃料元件。,围板、幅板组件,45,围板、幅板组件是指,围在堆芯外边缘燃料组件周 围的板,，围板、幅板组件是由直角曲折形状的围 板和沿轴向几块直角曲折形成的幅板组成。,围板 外围的水层起反射层作用,。,热屏蔽组件,热屏蔽组件是,具有一定厚度的不锈钢圆筒,，它吊 挂在吊篮位于堆芯部位的筒体外壁上根据设计需 要，可以设置一层或二层，它的作用是与吊篮筒 身一起，屏蔽来自堆芯的中子和,射线，以减少,中子和,射线对压力容器的辐照损伤。,防断支撑组件,46,防断支撑组件是一个,安全保护装置,，它由,支柱、 缓冲器、防断中板和防断底板,所组成。它是,防止 吊篮断裂事故的保护部件,。,在结构布置上使防断支撑的底板与反应堆压力容 器底面之间在热态时仍保持有十几毫米的间隙， 一旦吊篮组件发生断裂，堆芯突然垂直下落时， 四只缓冲器靠其产生拉伸变形耗去冲击能量，以,防压力容器受撞击而损坏。,24,堆芯上支撑构件,堆芯上支撑构件也称,压紧部件,。它包括,压紧支撑 组件、导向筒组件及压紧弹簧,等。该构件主要用 来,压住燃料组件，以防止燃料组件因水力冲击发 生上下窜动；同时对控制棒起导向作用并引导冷 却剂流出堆芯,。,压紧支撑组件,48,压紧支撑组件由,压紧顶帽、支撑筒、控制棒导向 筒和堆芯上栅板,等组成。,压紧支撑组件,的上端称为,压紧顶帽,，压紧顶帽有 帽式，也有平板式。一般选用帽式较多。,堆芯上格板,是一个较薄的圆板，板上设有导向筒 组件的定位销孔。,支撑筒,是压紧顶帽和堆芯上格板之间的连接件。 它的作用是使两板保持一定距离，并传递机械载,荷。,导向筒,49,导向筒内装有导向活塞，当控制棒组件在堆内上 下抽插时导向管起,导向作用,。要求导向管有精确 的对中尺寸，不允许将控制棒卡住或别弯。,压紧弹簧,压紧 弹簧放置在吊篮筒体上法兰和压紧顶板之 间，依靠压力容器顶盖上的主螺栓所产生的压紧,力使吊篮和压紧部件轴向固定。,堆芯组装时，,先把堆芯下支撑结构吊入压 力容器内；同时也把燃料组件装入堆芯， 再把压紧弹簧放在吊篮的法兰面上；然后 再将堆芯上支撑结构压在环形弹簧上，这 时便可盖上堆顶盖,。压力容器法兰在均匀 分布的大螺栓的锁紧力作用下，使吊篮和 堆芯上支撑结构轴向固定。,50,燃料组件,51,把若干个燃料元件棒组装成为便于装卸、搬运及 更换的棒束组合体称为燃料组件,，燃料组件在往 堆内装载和从堆内卸出的过程中是不拆开的一个 整体。,压水堆的燃料组件在堆芯中处在,高温、高压、强 中子辐照、冲刷和水力振动,等恶劣条件下长期工 作，因此燃料组件性能的好坏直接关系到反应堆 的安全可靠性、经济性和先进性。,压水反应堆普遍采用,低浓缩铀燃料、弹簧定位格 架、无盒的棒束燃料组件。,燃料组件由,燃料元件,棒、定位格架、组件骨架,等部件所组成。,29,目前电站压水堆普遍采用,17,17,排列的燃料组件， 每个组件由,289,个栅元， 设有,24,根,控制棒导向管,和 一根,堆内中子通量测量 管,，其余,264,个栅元装有,燃料棒,。整个棒束沿高度 方向设有,810,层弹簧定位 格架，将元件棒按一定间 距定位并构成一束。,30,燃料元件棒,压水堆燃料元件 由,燃料芯块,、,燃 料包壳管,、,压紧 弹簧,、,上下端塞,等组成。,燃料元件棒是堆芯的核心构件，是核裂变链式反 应的发生地，也是核动力的热源,。为了确保燃料 元件棒在整个寿期内的完整性，必须,限制燃料和 包壳的使用温度,。,UO,2,芯块放置在锆,-4,合金包壳管中，装上端塞,把燃料芯块封焊在里面，从而构成燃料元件棒,。,燃料元件棒内有足够的,预留空间和间隙,，,可以容 纳燃料裂变时释放出的裂变气体,，允许包壳和燃 料有不同的热膨胀，保证包壳和端塞焊缝都不会 超过允许应力。,54,在燃料芯块柱的两端装有,隔热块,，以,防止燃料产 生的热量向两端传出,。在燃料芯块柱与上部端塞 之间装有一个不锈钢螺旋形,压紧弹簧,，以,防止运 输或操作过程中芯块在包壳管内窜动,。,堆芯具有很高的功率密度，为防止元件过热，必 须,保证元件棒能获得充分冷却,，同时还必须,限制 堆内燃料元件的最大表面热流密度,，实践中通常 限定燃料元件棒单位长度发热率。,55,33,燃料芯块,燃料芯块设计要综合考虑,物理、热工、结构,等方面 的因素，,燃料芯块由低富 集度的,UO,2,粉末经冷压后 烧结而成,，经滚磨成一定 尺寸的圆柱体。由于芯块 在高温和辐照作用下会发 生不均匀肿胀，使燃料芯 块形成,沙漏形,，从而使燃,料元件变成,竹节状,。,芯块密度,芯块中放出的裂变气体,。,57,芯块的密度对导热系数有很大影响,。所以为了使 芯块的温度下降，,希望密度高,，但是在高燃耗情 况下，,为了减小肿胀需要有气孔,，这种情况下低 密度芯块有好处。现代压水堆一般取,95%UO,2,理 论密度为芯块的密度。,集气空腔和充填气体,芯块和包壳间留有轴向空腔和径向间隙，它们的 作用是：,补偿芯块轴向的热膨胀和肿胀；容纳从,燃料元件包壳,58,目前压水堆燃料元件包壳管几乎都是用,锆,-4,合金,冷拉而成的。燃料元件包壳的外径一般是根据设 计要求定出的，同时还要考虑,水铀比,等各种因 素。压水堆燃料元件包壳本身的壁厚主要是从,结 构强度和腐蚀,两方面考虑。,另外还要注意一下两方面：,燃料包壳到燃料寿期 末的吸氢量不得超过容许值；包壳的腐蚀量不得 大到破坏材料完整性程度,。,包壳管内壁和燃料芯块的径向间隙的大小与导热 系数有关，所以它是影响芯块温度的重要因素。,燃料组件的骨架结构,17,17,型燃料组件的骨架结构，由,定位格 架、控制棒导向管、中子通量测量管、上 管座和下管座,所组成。这些部件组装在一 起形成了组件的骨架，保证燃料组件有一 定的,强度和刚性,。,59,37,定位格架,在燃料组件中，沿长 度方向 布置,810,层定 位格架,，这种定位格 架,使元件棒的间距在 组件内得以保持,。定 位格架由,锆,-4,合金,或,因科镍合金,条带制成 呈,17,17,正方栅格。 它能在运输及装卸过 程 很 好 地 保 护 燃 料,棒。,控制棒导向管由,锆,-4,合金,管制成，其下段在第一 和第二格架之间处,直径缩小,。在紧急停堆时，当 控制棒在导向管内接近行程底部时，缩径将起缓 冲作用，缓冲段的过度区呈锥形，以避免管径过 快变化。,中子通量测量管,放在燃料组件中心位置的中子通量测量管是用来,容纳堆芯中子通量探测器,的套管。中子通量测量 管由,锆,-4,合金,制成，直径上下一致。,38,控制棒导向管,39,下管座,下管座 是 一 个 正 方 形 箱 式 结 构，它是燃料元件棒的底座，同 时还对,流入燃料组件的冷却剂起 着流量分配作用,。下管座由四个 支撑脚和一块方形孔板组成，都 用,304,型不锈钢,制造。,上管座,上官座也是箱式结构，它由,承 接板、围板、定板、四个板弹簧,和相配的零件组成。,40,控制棒组件,控制棒组件是核反应堆控 制部件,。在正常运行情况 下，用它,启动、停堆、调 节反应堆的功率,；在事故 情况下，依靠它快速下 插，致使反应堆,在极短的 时间内紧急停堆,。控制板 组件包括,一组,24,根吸收棒,和用作吸收棒支撑结构的,星形架,。,束棒控制棒组件的设计寿命一般为,15,年。 控制棒组件一般由星形架和控制棒组成。,64,1.,星形架,星形架用于固定控制棒，保证控制棒安全运行。,2.,控制棒,目前，压水堆控制棒通常以,银,-,铟,-,镉合金,作为吸 收体，每个控制棒组件带有,24,根控制棒，每根控 制棒插在燃料组件的导向管内，依靠星形架连接,成一束，由一台控制棒驱动机构传动，使控制棒,在导向管内上下移动。,束棒型控制组件的优点是：,棒径细、数量多，吸 收材料均匀分布在堆芯中,；,单根控制棒细而长， 增大了挠性，大大减少了控制棒的总质量；由于 棒径小，所以控制棒提升时所留的水隙对功率分 布畸变影响小。,根据运行要求，控制棒组件分为,调节棒和安全棒 两组。调节棒组件主要用来调节负荷，抵消部分 剩余反应性；安全棒组件在正常运行时提到堆芯 之外，当发生紧急事故时，要求在极短时间内迅 速插入堆芯而停堆。,此外，控制棒组件应能抑制 反应堆可能出现的,氙振荡,。,65,可燃毒物组件,66,压水堆中采用,硼溶液化学控制,可减少控制棒的数 量，降低反应堆的功率峰因子，加深卸料燃耗,。 但当慢化剂温度升高时，液体毒物硼将随水的体 积膨胀而被,排出堆芯,，如果硼浓度超过一定的数 值，将使反应堆出现,正的慢化剂温度系数,，影响 反应堆自稳调节性能。为使反应堆保持有负温度 系数，在运行时通常将,硼浓度限制在,1000mg/kg,之内,。因此在采用硼溶液化学控制的同时，还需,要使用一定数量的,固体可燃毒物,。,44,固体可燃毒物采用,吸收中 子能力较强，又能随着反 应堆运行与核燃料一起消 耗,的核素。常用的有,硼玻 璃、碳化硼和三氧化二钆,等。这些材料制成棒状或 管状，然后外面再加包壳 放入堆芯内。,固体可燃毒 物棒一般设置在燃料组件 的导向管内,。每个组件的 可燃毒物,棒数,和,布置形式,由,堆物理设计,确定。,中子源组件,68,反应堆初次启动和再次启动都需要有中子源来,“,点火,”,。,中子源设置在堆芯或堆芯临近区域,， 每秒放出,10,7,10,8,个中子。依靠这些中子在堆芯 内引起核裂变反应，从而提高堆芯内中子通 量，克服核仪器的盲区，使反应堆能安全、迅 速地启动。,在反应堆内中子源棒的数量一般不多，它们通 常与阻力塞和可燃毒物棒一起组成一束。,常用的初级中子源是,钋,-,铍源,，其核反应为,69,次级中子源常用,锑,-,铍源,，其核反应为,47,阻力塞组件,阻力塞组件主要用来阻止控制棒导向管内冷却剂的漏流，使冷却剂更有效地冷却燃料元件,。它由阻力塞棒、连接板和压紧弹簧等组成。为减少材料的中子有害吸收，阻力塞制成,短的实心棒,。,控制棒驱动机构,71,控制棒驱动机构是反应堆的,重要动作部件,，通过 它的动作,带动控制棒组件在堆芯内上下移动,，以 实现反应堆的,启动、功率调节、停堆和事故情况 下的安全控制,。因此它是确保反应堆安全可控的 重要部件。对控制棒驱动机构的主要要求有：,（,1,）控制棒须缓慢提升和快速落下，但最大和最小 速度比不应超过,100,：,1,；,（,2,）控制棒在任何事故情况下应朝向使反应堆更加 安全的方向动作；,（,3,）控制棒驱动机构须在反应堆环境的温度、压力 条件下可靠工作；,（,4,）须有后备的能量储备，以便在事故断电时仍能 将控制棒全部插入堆芯；,（,5,）为了减小快速落棒时的损坏，在控制棒落下的 终端须设置某种缓冲和制动装置；,（,6,）控制棒驱动机构必须响应快，并能给出位置指 示；,（,7,）对船用反应堆，要求控制棒驱动机构在振动、 冲击、摇摆和倾斜情况下可靠地工作。,驱动机构的动力形式有,电力、水力和气动,三种， 在压水堆中广泛使用的是电力驱动。,72,压水堆的控制棒驱动机构，通常有,长棒控制机构 和短棒控制机构,两种。,由于反应堆在运行过程中各种内外因素均会引起 反应堆的反应性变化，故控制棒动作,频繁,。要求 控制棒驱动机构在反应堆运行过程中进行近百万 次的动作而不发生故障。,目前常见的驱动机构有,磁阻马达型、磁力提升型、液压驱动型及齿轮齿条,等各种形式。国外压水堆核电站大多数的长棒驱动机构采用,销爪式磁力提升机构,。它具有磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等优点。,73,磁力提升式控制棒驱动机构,74,磁力提升式控制棒驱动机构是,利用电磁力来提 升、下降控制棒,，或将控制棒保持在某一高度， 快插控制棒时靠,重力,掉落。,销爪组件有两组，即,传递销爪组件,与,夹持销爪组 件,。密封壳组件是销爪组件及驱动轴组件的包 壳，该组件由密封壳及位置指示器套管组成。,运行线圈组件,是由三个装在密封壳外面的运行线 圈组成的。线圈组件按一定的程序通电，使密封壳内磁极感应，带动销爪使驱动轴上升或下降。,!V,Bi6P:,ii,&t9Bi,ii,8t&,:,i2,it,iiss,p.ix,isaaix,aitgx,ia,a,i7&extxwxi,isRute,ie,Sa,磁阻马达型短棒驱动机构,76,根据短控制棒的动作要求，一般采用磁阻马达型的驱动机构，其结构由驱动轴、转子组件、 定子组件、密封壳及位置指示器组成。 短棒机构不能快插，由短棒控制电源给定子供电，定子绕组一极通电时，转子组件在磁场作用下克服弹簧力，制动键脱离制动槽，定子绕组按一定顺序通电，转子组件在旋转磁场作用下旋转。,2.,核燃料,77,核反应堆内使用的材料由于处在,高温、高压、高 中子通量和射线,辐照下，因此对核反应堆内的材 料有一些特殊的要求。合理的选择反应堆材料是 保证反应堆,安全性、可靠性、经济性,的关键。,在核反应堆的发展过程中，核燃料和堆内结构材 料的研究和开发占有很大的比例。目前国内外大 型的反应堆研究单位都投入较大的精力研究反应 堆内的材料问题。,反应堆内的材料大致可分为：,核燃料；结构材 料；慢化剂材料和冷却剂材料；控制材料。,在反应堆内，,核燃料一般是指,U,，,Pu,，,Th,和它们 的同位素,；,易裂 变燃 料指 燃料中易裂变的同位 素,，如,235,U,。铀的所有同位素具有,衰变，在天 然铀内,235,U,的富集度为,0.714%,，富集度大于此值 的铀称为,浓缩铀,。,天然铀的成分是,235,U,和,238,U,，,铀的浓缩就是从天然 铀中把,238,U,除掉，以增加,235,U,的含量,。但这需要非 常复杂的工艺。目前已开发的铀浓缩方法有,电磁 分离、气动分离、激光分离和化学方法分离,等， 但在目前商用规模的浓缩铀工艺中只采用,扩散法,和,离心法,。,78,反应堆内使用的燃料要在反应堆内长期、稳定地 工作，应满足的要求：,（,1,）,热导率高，以承受高的功率密度和比功率；,（,2,）,抗辐照能力强，以达到高的燃耗；,（,3,）,燃料的化学稳定性好；,（,4,）,熔点高，且在低于熔点时不发生有害的相变；,（,5,）,机械性能好，易于加工,。,因为燃料成本和发电成本与燃耗有密切关系，为 了避免不能允许的辐照损伤，反应堆核设计时应对最大比燃耗加以限制，使之低于某一比燃耗定值。,79,核动力反应堆内通常使用的燃料分成三种类型， 即,金属型、陶瓷型和弥散体型,。,金属型燃料,金属型燃料包括,金属铀,和,铀合金,两种，金属铀的优点是,密度高、导热性能好、单位体积内含易裂变核素多、易加工,。缺点是,燃料可使用的工作温度低，化学活性强，在空气中会氧化，在高温下 只能与少数冷却剂相容,。,金属铀有三种不同结晶构造的同质异构体，分别 为,，,和,相铀。,80,陶瓷燃料,81,陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物，碳化物或氮 化物，它们通过粉末冶金的方法烧结成耐高温的 陶瓷燃料。比较常见的陶瓷燃料有,UO2,、,PuO2,、,UC,，,UN,等。,陶瓷燃料的优点是：熔点高；热稳定和辐照稳定性好；化学稳定性好，与包壳和冷却剂材料的相容性好。然而陶瓷材料的突出缺点是热导率低。,UO,2,在,1400,时发生晶粒长大，在高于,1700,时 产生气孔迁移。,晶粒长大和气孔迁移可使燃料内 部高温区的裂纹愈合,，并促进燃料肿胀和非溶性 裂变气体及挥发性裂变产物的,释放,。为了把具有 薄壁包壳的轻水反应堆元件的肿胀和裂变气体释 放减至最小，,限制燃料中心温度,是有好处的。,燃料元件内裂变产物的产生使,UO,2,产生,轻度肿 胀,，它与燃耗大致成线性关系。在超过临界燃耗 时，肿胀率有显著增大。目前在轻水反应堆中,UO,2,燃料使用很广泛。,82,下面分别介绍二氧化铀的热物性。,（,1,）密度,二氧化铀的理论密度是,10.97g/cm,3,，但实际制造出来的二氧化铀，由于,存在孔隙,，还达不到这个值。加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也不一样。,83,（,2,）热导率,84,二氧化铀的热导率在燃料元件的热传递计算中具有特别重要的意义。因为,导热性能好坏将直接影 响二氧化铀芯块内整体温度分布,，而温度则是决 定二氧化铀的,物理性能、机械性能,的主要参数。 二氧化铀的热导率主要与二氧化铀的,密度和温度,有关，,100%,理论密度正化学比的二氧化铀的热导 率为,;,k,(,T,),=,(0.035,+,2.25,10,4,T,),1,+,83,10,12,T,2,6,2,其他密度下的烧结二氧化铀的热导率为,63,随着燃耗的增加,燃料内存在的固体裂变产物和裂变气体越来越多。固体裂变产物的存在，以及由于裂变气泡所形成的气孔的存在会改变热导 率,。,64,注意，,辐照对二 氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有密切关系 ； 且热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降。,（,3,）熔点,未经辐照的二氧化铀熔点比较精确的测定值为,（,2805,15,）。辐照以后，随着固相裂变产物,的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降越多。二氧化铀中氧和铀的原子比的改 变也会影响其熔点的变化。,二氧化铀是从同位素分离浓缩工厂的,UF,6,制取 的。首先将,UF,6,水解成,UO,2,F,2,，然后使它与稀氨水 溶液反应得到重铀酸铵，经过滤、水洗后再将沉 淀物烧成,UO,3,，然后在,800,温度的氢气气氛下将 其还原成粉末状的,UO,2,。,88,89,铀钚混合陶瓷燃料,90,铀钚混合氧化物是,UO,2,和,PuO,2,的单相固溶体,，其 热物理性能和力学性能随,PuO,2,的含量和氧,/,金属比 有所差别。,目前 这种铀钚混合陶瓷燃料用于快中子堆中的,PuO,2,含量约为,20%25%,，,热中子堆中的,PuO,2,含 量约为,3.55%10%,。混合氧化燃料的优点是：,熔 点高，与包壳相容性好，辐照稳定性好，能较好 的保持裂变产物,。缺点是：,金属原子密度低，存 在氧的慢化作用，热导率低，深燃耗时肿胀严重,。,非氧化物陶瓷燃料,91,非氧化物陶瓷燃料是指,(U,，,Pu)C,和,(U,，,Pu)N,。,碳 化物燃料中所含的轻核较氧化物燃料少，使碳化 物燃料具有较高的金属原子密度，在快堆中使用 它可以得到更高的增殖比,。 此外，,UC,热导率比,UO,2,的大，在用,UC,做燃料的快 堆内，即使在功率密度较高的情况下，燃料也不会熔化。且在石墨堆中，,UC,是稳定的，因此它常用于氦气冷却的石墨堆。由于,UC,的热导率高，因此多普勒系数比氧化物燃料低，这给反应堆设计 带来了困难。,由于,UC,的热导率高，在快堆中,UC,的最高温度为,1500,，因此由于裂变应力开裂较少发生，,裂变 气体不易释放,。另外，裂变产物的碳化物不像氧 化物那样会与包壳材料起化学反应。但较高的铀 密度和较多保持在燃料内的裂变气体会加剧燃料 的,肿胀和开裂,。,UN,有许多胜过,UC,的优点，,其燃料与包壳的相容 性较好，辐照引起的肿胀没,UC,那么严重，熔点 高，热导率高,，但是,氮的中子俘获截面大，燃料 循环的价格高,。,92,70,弥散体型燃料,弥散体型燃料是由含高浓缩燃料的颗粒弥散分布在金属、陶瓷或石墨基体中构成的燃料,。在弥散体型燃料中，每一个燃料颗粒可以看作是一个微小的燃料元件，基体起着包壳的作用。,弥散体型燃料的优点是：,陶瓷燃料颗粒的尺寸及颗粒之间的间距远大于裂变产物的射程，使裂变产物造成的损伤局限于燃料颗粒本身及贴近它的基体材料，因此可以达到很深的燃耗；燃料和冷却剂之间基本没有相互作用的问题， 大大减小了冷却剂回路被污染的可能性；弥散体燃料的各 种性质基本上与基体材料相同。,缺点是：,基体所占的百分比大，吸收中子多，需采用,20%90%,的高富集铀颗粒。,研究和实验堆的第一代是,1952,年建立的材料实验 堆，它以,Al-U,合金作为燃料。目前，世界各国的 研究和实验堆通常都用,铝基弥散燃料,。,二氧化铀能很好地弥散在铝、锆、钼或不锈钢等 金属中。但由于铝基弥散体燃料不能耐高温，因 此它不适用于动力反应堆。二氧化铀弥散在不锈 钢基体的平板型燃料元件已用于美国军用动力堆。但因为不锈钢的中子吸收截面大，所以商用堆中不适用。,把二氧化铀弥散在,锆合金,中能得到较满意的弥散 体型燃料。,94,思 考 题,简述压水堆的基本结构。,为什么压水堆内不直接用金属铀而用陶瓷,UO,2,作燃料。,燃料元件的包壳有什么作用,核燃料元件都有哪几类，各有什么特点。,控制棒驱动机构的基本要求和结构。,压水堆结构,96,概述；,反应堆压力容器；,反应 堆堆内构件；,燃料组件,控制棒驱动机构,第三章 核反应堆结构与材料,反应堆材料,核燃料；,反应堆结构材料；,慢化剂和冷却剂材料,控制材料,核反应堆材料,2.,核燃料,3.,慢化剂材料,4.,冷却剂材料,5.,结构材料,6.,控制材料,1.,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：,1.,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；,3.,反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命也有密切的关；,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，必须符合国家制定的相应规范和标准,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。,来源：,、,粒子,射线,中子和裂变碎片,1.,材料的辐照效应,（,1,）带电粒子和,射线,粒子、,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,射线的射程短，因此,电离主要是由于,射线的影响,。电离作用使化合物的化学键破坏而分解成单体。由于,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。,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。,（,2,）中子,反冲核,电离和电子激发,射线,位移峰,快中子,激发的复核,热中子,由于,(n,p) (n, ),反,应产生杂质原子,位移原子,（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。,(1),热导率高；,(2),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；,(4),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。,核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可作为核燃料的易裂变物质是铀,-233,、铀,-235,和钚,-239,。其中铀,-235,是天然存在的，而铀,-233,和钚,-239,分别由钍,-232,和铀,-238,用人工方法转换而得。,2.,核燃料,核燃料要求,核燃料分类,1,）金属型燃料：,金属铀的,优点,：铀的核密度高，导热性能好。,缺点,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，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。,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，需采用富集铀。用于动力堆的只有铀,-,锆合金。,2,）陶瓷型燃料：,二氧化铀,优点,：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,缺点,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也发生改变。,核燃料特点,碳化铀的优点,：,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,(13,63g,cm,3,),。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。,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,：,（,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,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。,1,）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：,纯度高；,密度高；,石墨化程度高。,分类：,辐照对石墨的影响：,热导率下降；,尺寸变化；,潜能。,2,）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；,高的沸点和低的熔点；,高的比热，唧送功率低；,热导率大；,有良好的热和辐照稳定性；,和系统其他材料相容性好；,价格便宜。,4.,冷却剂材料,冷却剂材料要求,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,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,要求：,热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短；,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；,热强性、热稳定性和抗辐照性能好；,导热率高、热膨胀系数小，与燃料和冷却剂相容性好；,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,和奥氏体不锈钢以及高密度热解碳等。,1,）包壳材料,功能：,支撑燃料组件以及它们的精确定位；,为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督提供支撑和导向；,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：,(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,要求：,强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂,相容性好；,纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；,容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；,成本低，高温高压下使用经验丰富等。,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,)A508,2,(,锻材,)A508,3,(,锻材,),的发展过程。目前国内外广泛采用,A508,3,钢。,3,）堆内压力容器材料,要求：,抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强；,基体组织稳定、夹杂物少，具有足够的强度、,塑性和热强性；,铸造和焊接性能好，生产工艺成熟；,成本低，有类似工况的使用经验；,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,传热管材料要求：,热强性、热稳定性和焊接性能好；,基体组织稳定，导热率高、热膨胀系数小；,抗均匀腐蚀和抗局部腐蚀能力强；,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,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,6,）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,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、释放和调节的作用。,能有效地吸收中子外，能抗腐蚀；,在运行的温度和辐照条件下具有化学和尺寸稳定性；,有足够的机械强度；,有良好的热传导性以把吸收中子反应所产生的热量导,出；,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,控制材料要求,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,-,铟,-,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，但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。,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,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.,镍基合金,e.,碳钢,f.,混凝土,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，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,UAl,反应特在燃料与包壳之间镀了一层镍。,镁合金,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,CO2,氧化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,(,也称镁诺克斯堆,),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。,不锈钢,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。因此在反应堆工程中应用非常广泛。它不仅可作为燃料元件包壳和堆内构件材料，而且还可用来制造压力容器,(,或压力容器衬里,),，回路管道及各种动力设备等。,高,镍合金,最显著的特点是在许多情况下都具有良好的耐腐蚀、耐高温性能，以及良好的机械性能、物理性能、焊接性能等，但镍是价格较贵的金属。在反应堆内镍基合金常用作某些弹性元件，例如燃料组件的定位格架弹簧片，控制棒驱动机构的弹簧件，以及蒸汽发生器,u,形管等,钢的品种繁多，由于,碳钢,的强度高，成本低，所以得到广泛的应用。但在二氧化碳气中，当温度超过,349,时，碳钢被氧化的速率相当大，只在中低温才合适。碳钢在高温水中的抗腐蚀能力差，不能用于直接与高温水接触的部件和设备。在核反应堆工程中常用作压力容器、回路管道及其他设备。因为可在与高温水接触的内表面堆焊一层有抗腐蚀能力的不锈钢覆盖层，这样做设计上合理也可降低造价。,混凝土,是很好的屏蔽材料，陆上固定式反应堆都用它作为各种屏蔽。混凝土具有高的抗压强度，但拉伸强度却很低，约为抗压强度的,10,一,20,。通常在钢筋混凝土结构设计中，仅考虑钢筋的拉伸强度，而略去混凝土的拉伸强度。但如果在混凝土上“预先”施加一定的“压缩应力”、并使它在以后任何时候只是受到压缩应力，这样就能采用混凝土制造某些大型设备。,思 考 题,对燃料包壳有哪些基本要求？目前常用什么材料？,为什么锆合金做包壳时，其使用温度要限制在,350,度以下？,锆合金的氢脆效应是什么？有何危害，如何消除这种不利影响。,对控制棒材料有什么要求？,通常用的控制棒的元素和材料有哪些？,二氧化铀做燃料有哪些优点,?,为什么选择硼酸作为化学控制材料？,新的燃料棒中充氦气的作用是什么？,