第三章-核反应堆结构与材料-复件课件

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,第三章,核反应堆结构与材料,第三章 核反应堆结构与材料,2,2010.07,3.1,压水堆结构,压水堆的纵剖面,3.1.1,概述,堆芯,压力容器,堆芯支撑,结构,控制棒驱动机构,2 2010.07 3.1 压水堆结构 压水堆的纵剖面 3.,3,2010.07,3.1,压水堆结构,堆芯和压力容器的断面,3 2010.07 3.1 压水堆结构 堆芯和压力容器的断面,4,2010.07,3.1,压水堆结构,三门核电站,AP1000,的压力容器,3.1.2,反应堆压力容器,一座,100,万千瓦压水堆核电,站的压力壳，高,1213 m,，直,径,56 m,，壁厚,250 mm,，总重,量达,400500 t,。,一座,110,万千瓦沸水堆核电,站的压力壳，高约,22 m,，直径,6.4 m,，壁厚约,160 mm,。,压力容器的制造材料要求,强度高、韧性好、耐高温腐蚀、,耐辐照，并且导热性能好，易,于加工和焊接。,4 2010.07 3.1 压水堆结构 三门核电站AP100,5,2010.07,3.1,压水堆结构,反应堆压力容器本体结构,反应堆,容器顶,盖,压力,容器,筒体,5 2010.07 3.1 压水堆结构 反应堆压力容器本体结,6,2010.07,3.1,压水堆结构,反应堆压力容器的组成,6 2010.07 3.1 压水堆结构 反应堆压力容器的组成,7,2010.07,3.1,压水堆结构,3.1.3,反应堆堆内构件,?,堆内下部构件,堆内下部构件,1.,堆芯吊篮和堆芯支撑板,吊篮的筒体是圆筒形的不锈,钢构件，悬挂在压力容器上；,堆芯支撑板被焊接在吊篮下部，,堆芯的重量由支撑柱传递到支,撑板上。,2.,堆芯下栅格板,下栅格板使用定位鞘固定燃,料组件。相对于每个燃料组件，,栅格板上钻有冷却剂通道孔。,7 2010.07 3.1 压水堆结构 3.1.3 反应堆堆,8,2010.07,3.1,压水堆结构,堆内下部构件,3.,堆芯围板,围板是一组垂直平板，用于,包围堆芯，减小冷却剂旁流量。,4.,热屏,热屏是具有一定厚度的不锈,钢钢筒，用于防止堆芯对压力,容器的直接辐射。,5.,二次支撑组件,二次支撑组件由二次支撑板,和悬挂在堆芯支撑板下的支撑,柱组成。用于吊篮断裂时，缓,冲堆芯下落，保护压力容器。,8 2010.07 3.1 压水堆结构 堆内下部构件 3.堆,9,2010.07,3.1,压水堆结构,?,堆内上部构件,堆内上部构件,1.,堆芯上栅格板,上栅格板用于固定堆芯组,件，带有和下栅板一样的流,水孔。,2.,导向管支撑板,支撑板通过压力容器顶盖,和压紧弹簧来固定。它对堆,芯吊篮起到固定作用。,9 2010.07 3.1 压水堆结构?堆内上部构件 堆,10,2010.07,3.1,压水堆结构,堆内上部构件,3.,控制棒导向管,导向管内装有导向活塞，,当控制棒组件在上下抽插时,导向筒起导向作用。,4.,支撑柱,支撑柱是支撑板和上栅格,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。,10 2010.07 3.1 压水堆结构 堆内上部构件 3.,11,2010.07,3.1,压水堆结构,堆内构件的作用：,1.,使堆芯燃料棒组件、控制棒组件、可燃毒物组件等定位及压紧，,防止这些组件在运行过程中移动；,2.,保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒的运动起导向作用；,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.,减弱中子和伽玛射线对压力容器的辐照，保护压力容器，延长,压力容器的使用寿命。,11 2010.07 3.1 压水堆结构 堆内构件的作用：,12,2010.07,3.2,核反应堆材料,核反应堆内使用的材料处于高温、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要求。,合理地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。,反应堆内的材料大致可分为：,1.,核燃料；,2.,结构材料；,3.,慢化剂材料和冷却剂材料；,4.,控制材料。,12 2010.07 3.2 核反应堆材料,13,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.1,核燃料,铀,-235,是三种易裂变核素,(,235,U,，,239,Pu,，,233,U),中惟一天然存在,的一种，它在天然铀中的丰度为,0.71,气体扩散法的原理是基,于两种不同分子量的气体,混合物在热运动平衡时，,具有相同的平均动能，但,速度不同。较轻分子的平,均速度大，较重分子的平,均速度小。,铀浓缩的工艺,气体扩散法：,气体扩散法示意图,13 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.1 核燃,14,2010.07,3.2,核反应堆材料,离心机法：,离心机法示意图,在高速旋转的离心机中，由于很,强的离心力场的作用，较重的分子,靠近外周浓缩，较轻的分子靠近轴,线浓缩，从而可以实现轻、重同位,素的分离。,14 2010.07 3.2 核反应堆材料 离心机法：离心,15,2010.07,3.2,核反应堆材料,激光法：,激光法是利用同位素质量差所引起的激发能差别，根据不,同同位素原子,(,或由其组成的分子,),在吸收光谱上的微小差别,(,称为同位素位移,),，用线宽极窄即单色性极好的激光，选择,性地将某一种原子,(,或分子,),激发到特定的激发态，再用物理,或化学方法使之与未激发的原子,(,或分子,),相分离。,目前对于铀同位素最具有实用价值的激光法：,原子蒸汽激光分离法,(atomic vapor laser isotope separation),分子激光分离法,(molecule laser isotope separation),15 2010.07 3.2 核反应堆材料 激光法：激,16,2010.07,3.2,核反应堆材料,核燃料在反应堆内长期工作，应满足：,1.,热导率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不产生过高,的燃料温度梯度；,2.,耐辐照能力强，以达到高的燃耗；,3.,燃料的化学稳定性好，与包壳相容性好，对冷却剂具有抗腐蚀,能力；,4.,熔点高，且低于熔点时不发生有害的相变；,5.,机械性能好，易于加工。,核动力反应堆通常使用的燃料分为三种类型：,金属型、陶瓷型和弥散体型。,16 2010.07 3.2 核反应堆材料 核燃料在反应堆内,17,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.1.1,金属型燃料,金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。,金属铀的优点：,密度高、导热性好、单位体积内含易裂变,核素多、易加工。,缺点：,燃料可使用的温度低，一般在,350450,；,化学活性强，在常温下也会与水发生剧烈,反应而产生氢气；在空气中会氧化，粉末,状态的铀易着火；在高温下只能与少数冷,却剂（二氧化碳和氦）相容。,17 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.1.1,18,2010.07,3.2,核反应堆材料,金属铀有三种不同的结晶构造：,770,，体心立方晶格的,相，铀变得很柔软不坚固。,金属铀的熔点为,1130,，沸点约,3600,。,18 2010.07 3.2 核反应堆材料 金属铀有三种不同,19,2010.07,3.2,核反应堆材料,相铀的物理和力学性能都具有各向异性，在辐照作用下，,金属铀棒会变细、变长；,另一方面，,相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很低，,随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的肿胀。,在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等），,能使铀稳定在,和,相，从而改善某些机械性能；,添加大量合金元素后，可以明显改善铀的抗辐照和抗腐蚀能,力，但增加了有害的中子寄生吸收；,锆对中子的吸收截面小，抗腐蚀能力好，且和铀的溶解度大，,目前应用于动力堆的只有铀锆合金。,19 2010.07 3.2 核反应堆材料 相铀的,20,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.1.2,陶瓷燃料,陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物（,UO,2,，,PuO,2,），,碳化物（,UC,）或氮化物（,UN,），它们通过粉末冶金的方,法烧结成耐高温的陶瓷材料。,陶瓷燃料的优点：,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。,突出缺点：,热导率低。,20 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.1.2,21,2010.07,3.2,核反应堆材料,二氧化铀燃料,UO,2,的晶胞属于面心立方,点阵，晶胞中心存有空间可容,纳裂变产物，因此,UO,2,具有辐,照稳定的特点。,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。,UO,2,的晶胞,21 2010.07 3.2 核反应堆材料 二氧化铀燃料,22,2010.07,3.2,核反应堆材料,在所有核燃料中，,UO,2,的热,导率最低，将引起燃料芯块,内的高温和很陡的温度梯度。,燃料的热导率,经辐照后的燃料横截面,由于氧化物的脆性和高的,热膨胀率，在反应堆启动和,停堆时芯块可能裂开。,22 2010.07 3.2 核反应堆材料 在所有核,23,2010.07,3.2,核反应堆材料,UO,2,的热导率与芯块的温度,和密度有关。,100%,理论密度,UO,2,燃料的热导率,100,1,1,?,?,?,?,?,?,?,p,2,12,1,4,100,10,83,),10,25,.,2,035,.,0,(,),(,T,T,T,?,?,?,?,?,?,?,?,?,p,:,带孔隙二氧化铀的热导率，,W/m,K,；,100,:100%,理论密度,UO,2,的热导率；,:,燃料的孔隙率；,:,取决于材料常数，由试验决定；,T:,燃料的绝对温度。,23 2010.07 3.2 核反应堆材料 UO2的,24,2010.07,3.2,核反应堆材料,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，会改变燃料的热导率。,不同燃耗下,UO,2,燃料的热导率,24 2010.07 3.2 核反应堆材料 随着燃耗,25,2010.07,3.2,核反应堆材料,燃料组件的制造过程,25 2010.07 3.2 核反应堆材料 燃料组件的制造过,26,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.1.3,弥散体型燃料,弥散体型燃料是由高浓缩铀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。,高温气冷堆的弥散体型燃料元件,26 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.1.3,27,2010.07,3.2,核反应堆材料,弥散体型燃料的优点：,1.,燃料颗粒的尺寸及颗粒之间的间距均远大于裂变产物的射程，,使核裂变造成的辐照损伤局限于燃料颗粒及贴近它的基体材料，,整体燃料基本不受损伤，因此燃料可以达到很深的燃耗；,2.,燃料和冷却剂之间基本没有相互作用，大大减小了冷却剂回路,被污染的可能，而从燃料往冷却剂的传热是通过导热性好的材,料传递的；,3.,弥散体燃料的各种性质基本上与基体材料相同，通常具有较高,强度和延性，良好的导热性能，耐辐照、耐腐蚀并能承受热应力。,缺点：,基,体所占的体积大，吸收中子多，因此需要采用,20%90%,的高富集铀颗粒。,27 2010.07 3.2 核反应堆材料 弥散体型燃料的优,28,2010.07,3.2,核反应堆材料,3.2.2,反应堆结构材料,反应堆内的结构材料应具有一定的机械强度，热导率高、热,膨胀率低，并且辐照稳定性好。,反应堆内的结构材料会受到多种粒子或射线的辐照，可能引,起材料性能的变化，因此具有良好的抗辐照性能对于反应堆内,的结构材料至关重要。,快中子辐照是反应堆结构材料产生辐照损伤的主要因素。,28 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.2 反应,29,2010.07,3