核电厂材料_2_第四章材料的辐照效应
核电厂辐射防护
式中，mN——原子核品質; m——原子的品質；me——電子的品質；Z——原
子核外軌道上的電子數目。
1.1.2原子序數和原子質量數
通常用符合 表示不同元素的原子核，其中X為元素符號，Z為原子序數，A
為原子質量數。
1.1.2.1原子序數
原子核中質子的數目稱為原子序數，用符號Z表示。原子序數確定了原子的化
核素。核素分為穩定的和不穩定的兩種，不穩定的核素稱為放射性核素。例
如氫元素有 、 和 三種同位素，三者之中任何一種都稱為核素。其中
是穩定的核素。 是不穩定的核素，即放射性核素。
天然存在的元素大多是同位素的混合物，例如，天然鈾是三種同位數的混合
物。這三種天然同位數是234U、235U和238U，對於天然存在的元素，一種核素
原子核是由更小的粒子組成的，它們的質子和中子。質子的品質mp=1.672 65×10-24g
，子的品質mn=1.6749×10-24g 質子帶有一個單位的正電荷，而中子不帶電。
原子是電中性的。原子核中質子所帶的電量等於核外軌道上所有電子的總電量，而兩者
的電性相反。
❖
雖然原子核幾乎集中了原子的全部品質，但它的品質還是非常小
。
不同元素的原子，其原子核是不相同的。根本區別就在於組成原
子核的質子數和中子數不同。中子和質子統稱為核子。
1.1.3同位數和核素
一種元素的原子核包含有相同的質子，但是，該元素的原子核可
能包含不同的中子，這就是說一種元素可以有不同類型的原子核
。元素磷（P）的原子序數為15，也就是說，每個磷原子核中含
有15個質子，但是各個磷原子核含有不同數量的中子。這種含有
相同質子數、不同中子數的原子稱為同位素，它們在元素週期表
核电厂核燃料介绍原理
4)高温蠕变－高温时的变形可用机制来描述。二氧化铀的高温 蠕变可用下式来表示：
ε = （A1σ/G2）exp（-Q1/RT） + σ A2 4.5exp
（-Q2/RT）
（4-4）
式加中的：应A力1；、GA2是、晶Q粒1、尺Q寸2为；常R数是；气ε体是常稳数定；蠕T变是速温率度；。σ是施
二氧化铀的机械性能
燃 料 棒
图4-5 燃料棒
燃料棒的质量控制
a. 外观及尺寸检查：
包括燃料棒的长度、外径、垂直度、贮气空腔长 度、芯块柱长度和表面刻痕划伤等。
b. 焊接质量检查：
主要检查焊缝表面状况；X射线法检查气孔和夹
杂的分布、排列情况；氦气找漏法测定泄漏率；金
相法测量焊接熔深，并对焊缝进行内压爆破试验和
抗腐蚀试。
铀－5 加浓度为2.40％,2.6725和3.00％。预充压～1.96MPa。燃耗至 30000MWd/tU。 • 大亚湾核电厂
17×17的AFA-2G组件，燃耗为33000MWd/tU。燃料棒直径9.5mm， 长度3859mm。
从2002年使用AFA-3G组件，组件的平均卸料燃耗45000MWd/tU，接 近50000MWd/tU的国际水平。
1)断裂强度－二氧化铀在脆性范围内的断裂强度与密 度、晶粒度、温度有关。
σf = 170×[1-2.62（1-D）]12 G-0.047exp
（-1590/RT）
（4-2）
式中 σf—断裂强度（MPa）；D—密度；G—晶粒尺 寸（μm）；T—绝对温度；R—气体常数 （8.134J/Mol．K）。
2)压缩强度－晶粒尺度在0-20μm的二氧化铀的压缩强度在420 到980Mpa之间。
• 总的反应为：
《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应
率。 • 使反应堆总有足够大的后备反应性。
（即使掉到坑底，后备反应性仍然是正的）
反应堆中没有任何控制毒物情况下的超临界反应性称为反应 堆的后备反应性或剩余反应性。
碘坑中启动或提升功率的危险性
➢开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧损， 相当于引入正的反应性。
P d
dP
i
Ti
Ti P
x
x P
TF
TF P
TM
TM P
VM
Tx P
功率系数是所有反应性系数变化的综合，与反应堆核特性相 关，与热工水力特性也有关。
裂变产物中毒
裂变产物：
指裂变碎片及其衰变产物, 300多种。
裂变产物中毒：
意思是反应堆因裂变产物的生成而中 毒。中毒者是反应堆，放毒者是某些裂变产物。
一段时间内135Xe浓度有可能增加
135Xe浓度有可能到达一极值后，开始逐渐减小，因为？？
碘坑：NXe先↑后↓，ex先↓后↑现象
碘坑时间tI: 停堆时刻开始直到剩余反应性 又回升到停堆时刻时所经历的时间
允许停堆时间tp: 在tI内，若剩余反应性还大 于零，则反应堆可靠移动控制棒来启动，这 段时间为tp
停堆后135Xe中毒
135Xe产生途径： 直接裂变、135I衰变
135Xe消失途径： • 停堆后：
135Xe吸收中子、 135Xe衰变
• =0, 135Xe的裂变产额=0； 135I继续衰变为135Xe，但135Xe不再 有吸收中子而消失，只能通过衰变消失，而135Xe得半衰期大 于135I半衰期，因此停堆后:
dI dTF
401核电厂材料考试复习题
1、防止奥氏体不锈钢晶间腐蚀的措施。
2、结构材料受中子辐照后主要产生以下几种效应
3、材料的辐照效应有哪些。
4、二氧化铀燃料的堆内行为
5、影响裂变气体释放的最主要因素是同时还有
6、对压力容器来说，导致压力容器失效的可能原因是
7、控制方式一般有三种：
8、材料常见的缺陷有：
9、测量硬度的方法：
10、核反应堆按使用目的分类一般分为
11、晶体缺陷有其中点缺陷分为先缺陷类型面缺陷类型
名词解释
12.固溶体：
13、化合物：
14、混合物：
15、调质处理：
16、固溶处理：
17、蠕变：
18、疲劳：
19：核燃料：
20、慢化材料：
21、反射材料：
500=70MPa 22、σ1×10−5
500=100MPa 23、σ1105
700=30MPa 24、σ103
25.重结构的四个区域
26.脆性断裂的特点
27.疲劳断口有一定特征，可分为哪三个阶段
简答题
1、理想的核燃料需具备哪几个特点？
2、二氧化铀作为燃料，它的性能优缺点？
3、包壳材料应具备哪些条件？
4、Zr-4合金的性能优缺点有哪些？
5、压水堆压力容积与常规压力容器相比有什么特点？
6、对压力容积材料有什么要求？。
核电厂材料
第一章1、压水堆的温度为什么要定在290~320℃，压力定在15.5 MPa?（综合题）原因如下：1.提高压力有助于提高反应堆效率，但要考虑经济性，最终将压力定为15.5MPa；2.压水堆包壳材料为锆合金，该合金最高的使用温度为400℃；3.为了满足包壳和冷却剂间的传热要求，需要满足一定的传热温差；4.为了保证冷却剂的稳定性和传热效率，冷却剂需要一定的过冷度。
综合以上原因将压水堆的温度设定在290~320℃，压力定在15.5 MPa。
第二章1、空间点阵：将实际存在的原子、离子或原子集团等物质抽象为几何点而忽略他们的物质性，这些抽象出的几何点称为阵点，阵点在空间周期性的规则排列称为空间点阵。
2、晶体结构：即晶体的微观结构，是指晶体中实际质点的具体排列情况。
3、晶胞：在空间点阵中我们选择一个小的平行六面体作基本单元，称为晶胞。
4、晶胞特点：（1）晶胞的几何形状应与宏观晶体具有同样的对称性;（2）平行六面体内相等的棱和角的数目应最多;（3）平行六面体的棱间存在直角时，直角数目应最多;（4）在满足上述条件的前提下,晶胞应具有最小的体积。
5、晶面指数和晶向指数的判断（1）确定晶面指数的步骤:●用轴长单位量出该面在3个晶轴的截距;●取截距倒数;●求出3个倒数的比值,把比值简约成最小整数比;●再把所得到的3个整数放入小括号中，以(hkl)表示，负号用上横线表示。
（2）晶向指数：用该直线上离原点最近的原子坐标表示该直线的方位，然后把它们简约成最小整数比，即得到晶向指数。
晶向指数常用用方括号表示:[uvw]，负号用上横线表示。
6、常见的三种晶体结构：面心立方、体心立方、密排六方7、晶体的三种缺陷（1）点缺陷：空位、间隙原子（肖脱基缺陷、弗兰克尔缺陷）、杂质原子（2）线缺陷：刃型位错、螺型位错（3）面缺陷8、细晶强化：指通过晶粒粒度的细化来提高金属的强度7、单晶体塑性变形的两种方式：滑移、孪生9、钢的热处理方法有哪些：（1）回复（去应力退火）：经过冷加工的金属在较低温度下加热（2）再结晶（3）退火：加热到临界点以上，然后保温一段时间再缓慢冷却，得到接近平衡状态组织的热处理过程称为退火。
第四章-核燃料
3) 弹性模量－与温度、气孔率有关。室温时约为2.1-2.3×105MPa,随温度 增加，该值呈直线下降，系数为3.09×10-2/K；随气孔率增加，弹性模 量减小。关系式如下：
EP = E0（1-2.62P）
（4-3）
式2.中26：×1P0为5M气P孔a。率，E0为室温时理论密度的UO2的弹性模量，为
4.1.2 陶瓷型燃料
铀、钚、钍与非金属元素（氧、碳、氮等） 的化合物组成了陶瓷型核燃料。由于这些燃 料有很高的熔点，无相变，与包壳和冷却剂 相容性好，辐照稳定性好等有利条件，动力 堆普遍采用这类材料作核燃料。
陶瓷型核燃料有氧化物型、碳化物型及氮化 物型。氧化物型应用最普遍。各种的性能对 比参见表4-1。
优点： a. 熔点高，晶体结构为面心立方（FCC），各向
同性，并且从室温到熔点没有相变。
b. 高温稳定性和辐照稳定性好。 c. 化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相 容性好。
d. 在1000℃以下能包容大多数裂变气体。 e. 有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的 热中子俘获截面低（0.002靶恩）。 缺点： a. 导热系数小，使芯块的温度梯度过大。 b. 机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加 工成型困难
蒸汽压
UO2的汽化现象比较复杂，因为它与O/U比， 以及气氛中的氧分压等因素有关，具有一定 氧/铀比的固态UO2的汽化机制至少在2000K 以下主要是升华，蒸汽压可参见表4-2：
4.2.1.2 力学性能
UO2在常温下是脆性陶瓷体，断裂强度约为 110MPa，在韧脆转变温度（～1400℃）以上，随 着温度升高，强度急剧降低，同时出现塑性。
热膨胀
二氧化铀的热膨胀系数为10.8×10-6/℃。 2000℃以上体膨胀大大增加，体膨胀由下式 给出：
核材料的辐照损伤机制研究
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
核反应堆结构与材料材料1共33页文档
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
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陶瓷型燃料
陶瓷型核燃料优点UO Harbin Engineering University 2
陶瓷燃料是指铀、钚、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物
无同素异形体，只有一 种结晶形态（面心立方 ），各向同性，燃耗深
常见的陶瓷燃料有UO2 ，PuO2，UC，UN
陶瓷型燃料主要用来解 决金属或合金型燃料工 作温度限制（相变及肿
9
Harbin Engineering University
核燃料
二、核燃料
反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称
主要指U，Pu易裂变同位素
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
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核燃料的一般性要求
Harbin Engineering University
良好的热物性，例如热导率高
抗辐照能力强，燃耗深
燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相 容性好
熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变 机械性能好，易于加工
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核科学与技术学院
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核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
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原子位移
• 快中子的能量是MeV 级的，所以一个快中子会造 成上千个离位原子。在一定的温度下，缺陷可以 通过扩散发生复合（annealing）而消失，也可以 聚集而形成较大尺寸的缺陷团（位错环， 空洞）。 一个快中子会造成在10nm的长度上几百个位移原 子
• 中子与材料产生的核反应（n，α），（n，p）生 成的氦气会迁移到缺陷里，促使形成空洞
材料的辐照效应
• 2）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（当中子通量达1027n/m2时，肿胀可达 15%）。 低于此温度，空位、间隙原子可动性不大，被 冻结在材料中，高于此温度，缺陷复合的机会增加，肿胀 量就会减少。
核电厂材料
第四章 材料的辐照效应
• 一般概念 • 中子与材料的反应 • 原子位移 • 材料的辐照效应
概述
• 反应堆内存在各种类型的强烈核辐射 • 辐射会使得材料的物理和机械特性发生显
著的、破坏性的变化 • 辐射分类
– α、β、γ、中子、裂变产物 – β和γ对金属材料不会有永久破坏性作用 – α和裂变产物的作用主要在燃料内 – 中子的效应最显著
5）辐照诱导放射性 材料对中子的吸收会导致产生放射性核
素。在辐照下产生的长寿命同位素，会增 加废物处理的负担并给设备维修带来困难。 如Co59，通过（n，）反应产生Co60，而 Co60是长寿命同位素，放射性很强，很难 处理。所以核级材料中要严格控制钴的含 量。
第四章结束
• 热峰: 一个快中子会经历几次弹性碰撞，速度下降到不可 能再造成原子位移时，剩余的能量会以振动的形式消散在 一个很小的范围内，形成一个热峰。局部温度可达几千度。
离位峰模型
辐照效应
• 金属点阵中存在大量的空位和间隙原子会大大增 加金属的硬度， 降低它的延性。许多材料的体积 会明显增加（如石墨、金属铀）。在各向异性的 晶体中会发生定向生长和严重畸变。
核产生反冲，当光子能量较高时，反冲核 能量较高，足以使很多原子位移 • 在热中子反应堆中较为显著
燃料的裂变
• 在燃料中同时产生大量的裂变产物，有固体裂变 产物和大量的裂变气体。裂变产物是由一个原子 发生裂变形成多个原子，会造成燃料的体积膨胀； 裂变过程中产生大量的惰性裂变气体（Xe，Kr等） 是造成体积膨胀的主要因素。据估计，辐照后期， 每一立方厘米的二氧化铀可产生16立方厘米（标 准状态）的Kr， Xe气体。这些气体在一定的情况 下释放出来会造成燃料的肿胀，并且导致燃料的 化学、物理、机械性能的改变；一些挥发性裂变 产物（I，Cs，Te，Cd）迁移到冷端可造成对包 壳材料的侵蚀。
– 核转化生成异种原子的反应（n, α), (n, p)反应
例
10 5
B
n
37
Li 24
He
16 6
O
n
176
N
11
H
中子与原子核的反应
• 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。
• 从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失 的电子，很快就会被金属中共有的电子所补充， 因此电离效应对金属材料的性能影响不大。但对 高分子材料会产生较大影响，因为电离破坏了它 的分子键。
中子与原子核的反应
• 中子与材料反应造成原子移位，产生空位和间隙 原子；核反应生成氦气。
• 多数材料发生中子辐照损伤的主要原因是它们的 核与快中子发生弹性碰撞。弹性碰撞中所传递的 最大能量Ep可用下面的公式表示：
材料的辐照效应一般规律
• 性能改变 • 辐照肿胀 • 氦脆 • 辐照生长 • 辐照诱导放射性
材料的辐照效应
• 1）性能改变 辐照导致材料的屈服强度（σ0.2或σs）、
抗拉强度 （σb）、韧脆转变温度（DBTT或 NDT）、杨氏模量（E）及高温蠕变速率 （ε）增加；而导致塑性指标（δ，ψ）、密 度（D）、冲击功（Ak）、断裂韧性（KⅠc， JⅠc）及热导率（λ）减小。
Ep 4mME/(M m)2
• 式中：m为中子质量；M为被碰撞原子的质量；E 为中子的初始能量
原子位移
• 离位阈能（Ed ）
– 使一个阵点原子离开它在点阵中的正常位置的最低能 量。这种位移原子就是中子导致的损伤源。对金属材 料来讲，离位阈能一般在 25-30ev。
• 级联碰撞
– 如果传递给原子的能量仅稍高于Ed ，初级原子将停留 在邻近的稳定的间隙位置上形成一个空位-间隙原子对 （Frankel Pair）；如果初级位移原子获得能量很大， 它就会与其它基体原子相碰产生二级、三级、.....n级位 移原子，形成级联碰撞（cascade）。这一过程产生的 平均位移原子数近似地等于Ep/2Ed 。
辐照效应
• 位移峰: 一个高能粒子击出的级联碰撞原子趋向于积聚在 粒子运动的初级方向上，影响的区域称为位移峰，其长度 约10nm。被击出的初级位移原子将沿垂直于初级原子径 迹方向，继续运动几个原子的距离，然后停留在间隙位置 上，形成一个间隙原子壳。
这个极小体积所获得的能量在短时间内转变为热能，并 使间隙原子壳发生熔化。在此熔融区内原子重新排列，由 于接着而来的迅速冷却使原子冻结在畸变后的位置上，出 现了包含大量空位和间隙原子的离位峰。
• 热峰过后留下永久残余变形。因此热峰的产生也 将导致材料物理、机械性能变化。
• 实际上，热峰是可以单独发生的，因为入射粒子 将产生一系列的PKA，其中一些能量在离位阈能 附近可以形成热峰；而离位峰常常是与热峰结合 在一起的，因为离位峰内包含了大量能量在离位 阈能附近的反冲原子，因此离位峰本身就含有热 峰。
中子与材料的反应
中子与原子核的反应
• 中子散射：中子散射是反应堆中中子慢化过程的 主要核反应
– 弹性散射-总动能不变（动能、动量守恒） – 非弹性散射-总动能改变（动能不守恒、动量守恒）
• 中子吸收：吸收反应的结果是中子损失，它对反 应堆内的中子平衡有重要影响
– 辐射俘获（n, γ)反应，例：58Fe(n, γ)→59Fe,
级联碰撞模型
原子位移
• 原子位移次数（dpa）
– 辐照损伤材料中，每个原子的位移次数dpa （displacements per atom）被定义为辐照损 伤的单位
• 移峰
– 一个高能粒子所产生的一连串受撞核通常都集 中在该粒子初始运动方向的沿途，这个影响区 称为位移峰
间接原子位移
• 慢中子不会直接引起原子位移 • 通过辐射俘获反应间接产生 • 中子俘获产生的受激复合核发射光子，余
材料的辐照效应
3）氦脆 由于（n，α）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。
4）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，这种现象称为辐照生长， 如锆在辐照下呈现a轴生长，c轴缩短的现象，宏 观上可观察到包壳管变长。
锆辐照生长
材料的辐照效应