第三章 核反应堆结构与材料 - 复件.
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(完整版)反应堆本体结构
12
13
由外向内倒料方式的优缺点
优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的 利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为 3.25%，高于首次装料。 因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大， 中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 （即调节慢反应）
注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
18
堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
1
2
3
4
5
6
（一）反应堆堆芯
7
➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度，然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部，用端 塞压紧，再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
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由外向内倒料方式的优缺点
优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的 利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为 3.25%，高于首次装料。 因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大， 中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 （即调节慢反应）
注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
7
➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度，然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部，用端 塞压紧，再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
反应堆本体结构
第三讲 反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
7
反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特
殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
运行和事故工况下快速控制 反应性的手段。下面看一下 17 17型燃料组件的棒束型 控制棒组件的结构图。
大约1/3的燃料组件的控制棒
导向管是为控制棒组件占据的。
41
2、控制棒组件
控制棒：由星型支架和吸收剂棒组成。
以连接饼为中心呈辐射状有16根连接
翼片，每个翼片上装有一个或两个指 状物，每个指状物带有一根吸收棒。 通过螺纹固定，然后用销钉紧固，这 些吸收剂棒可插入对应燃料组件24根
23
(a)燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径 为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。
（大亚湾采用直径8.192mm，高度13.5mm）
每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块
因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。
一根燃料棒内装有271个燃料芯块。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。
组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14，
15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
优点：减少了堆芯内的结构材料； 冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。
下面看一下17 17型燃料组件的总体图。
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（一）反应堆堆芯
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反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特
殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
运行和事故工况下快速控制 反应性的手段。下面看一下 17 17型燃料组件的棒束型 控制棒组件的结构图。
大约1/3的燃料组件的控制棒
导向管是为控制棒组件占据的。
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2、控制棒组件
控制棒：由星型支架和吸收剂棒组成。
以连接饼为中心呈辐射状有16根连接
翼片，每个翼片上装有一个或两个指 状物，每个指状物带有一根吸收棒。 通过螺纹固定，然后用销钉紧固，这 些吸收剂棒可插入对应燃料组件24根
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(a)燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径 为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。
（大亚湾采用直径8.192mm，高度13.5mm）
每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块
因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。
一根燃料棒内装有271个燃料芯块。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。
组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14，
15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
优点：减少了堆芯内的结构材料； 冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。
下面看一下17 17型燃料组件的总体图。
反应堆热工水力学作业解答
反应堆热工水力学作业参考答案第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。
辐射以后，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，下降得越多。
熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。
二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。
加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。
热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。
②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。
应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。
③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。
二氧化铀的比热可以表示成温度的函数：在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下， 262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下，41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ︒，t 的单位是C ︒。
1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性：① 中子吸收截面小，感生放射性弱② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便从较小的传热面带走较多的热量。
核工业基础知识
22
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
（四）稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
23
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
三、一回路辅助系统 （一）化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积； 调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学 药剂，保持一回路的水质。 （二）主循环泵轴密封水系统 （三）硼回收系统 （四）补给水系统 （五）取样系统及分析室
9
核工业基础知识
第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆（压力）容器、堆芯 （活性区）、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成，如图3所示。
10
核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
11
核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
18
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 （一）反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
（四）稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
三、一回路辅助系统 （一）化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积； 调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学 药剂，保持一回路的水质。 （二）主循环泵轴密封水系统 （三）硼回收系统 （四）补给水系统 （五）取样系统及分析室
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆（压力）容器、堆芯 （活性区）、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成，如图3所示。
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
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核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 （一）反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
分
却剂，由12片螺旋叶片组成，被安装在扩压 器法兰的底部，可从泵体取出。导流管用螺
栓固定在泵壳内，可拆卸，它的作用是将水
引到叶轮的吸水口
热屏装置的目的是在泵的上部和泵的下部之间
进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等，要求 保持在90℃ 左右；而泵的下部为高温高压的
热 冷却剂（正常运行时）。 这种冷却器是由不锈钢管组成的，设备冷却水
台泵约24290m3/h）通过反应堆堆
芯，把堆芯中产生的热量传送给蒸
汽发生器。
设 计 考 虑
反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流 量率设计。泵的总压头取决于反应堆冷却剂环路（反应 堆压力容器、蒸汽发生器和管道）内的压降。
泵的电动机按以下考虑设计： —— 最频繁的运行方式是在热态中运行，在冷态中 运行限于电站启动期间。 —— 泵电动机转子组件必须具有足够的惯性，以便 在由于断电引起反应堆紧急停堆时，能冷却堆芯而避免 出现偏离泡核沸腾。
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器
反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在 高压(15．5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放 射性辐射的条件下，寿命不少于40年。
反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上 部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器，对于三环 路设计，容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却 剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆 芯上平面约1．4m的同一个水平面上。
虑
设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老
化，要选用具有高机械强度和在强中子辐
照下不易脆化的材料。
压 力 容 器 主 要 参 数
主要参数
设计压力
设计温度
运行压力
装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积
第3章-核反应堆临界理论
的通解
(x)＝AcosBx+CsinBx (3-8)
式中，A和C为待定系数。由边界条件(2)，则 有C＝0。因而式(3—8)可写成下列形式
(x)＝AcosBx
8
由边界条件(1)
得
( a ) Acos(Ba) 0
2
2
因为A≠0，故有
因而
n
B Bn a
Ba n n=1,3,5
22
无限长平板堆单位面积所对应的体积所发出的功率为
积分后得
P E f f
a
2 a
(
x)dx
Ef
f
2
a
2 a
2
A c os(x )dx
a
A P
2aE f f
11
3.1.3 有限高圆柱形均匀裸堆
设一有限高圆柱形 均匀裸堆，高为H， 半径为R，如图3-2 所示，采用圆柱形 坐标，坐标原点位 于轴线的半高度上。
2
什么是均匀裸堆？
均匀：燃料、慢化剂、结构材料等堆芯 内一切材料均匀混合：
裸堆：没有反射层； 中子源：有增殖介质。 在非均匀堆的研究上，从理论上给出了
均匀堆和非均匀堆的中子通量密度分布 的差别，并对非均匀堆与均匀堆的四因 子公式差别作了简要分析。
3
3.1 均匀裸堆的单群理论
3.1.1 单群扩散方程
k 1 1 L2 B 2
5
3.1.2 平板裸堆
图3-1 无限宽有限厚的平板均匀裸堆
6
3.1.2 平板裸堆
均匀平板的波动方程为
d 2 B 2 0
dx 2
边界条件 1外边界
xa 0 2
2 中心处
d 0
dx x0
7
核反应堆的构造与原理
核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。
核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。
一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。
反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。
1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。
该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。
2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。
燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。
燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。
3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。
冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。
二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。
控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。
控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。
2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。
它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。
常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。
三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。
辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。
总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。
只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。
核反应堆结构
.
❖ 反应堆的分类
.
❖ 核电厂基本原理
.
.
.
压水堆结构概述
❖ 核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电，而常规电厂则利用化 石燃料(如煤，燃油，天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。 ❖ 压水堆核电厂约占世界核电厂的60％多，我国已经
建成的均为压水堆型核电厂，尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同，但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型，压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持 续的受控链式反应，从而成为不断释放出大量能量， 并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中 释放出大量热量的锅炉。此外，堆芯又是强放射源， 因此，堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重 要的环节之一。
❖ 压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃 毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成，并 由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后，依靠吊篮 定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管的下方。
.
.
.
❖ 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射 性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆 的正常运行和使用寿命，而且它在高温、高压、强 辐照的条件下长期工作，它的尺寸大，重量重，加 工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
❖ 压水堆压力容器布置非常紧凑，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 容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴，整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承， 可移动的上封头用螺栓与筒体固定，由两道“O”形 密封圈密封，上封头有几十个贯穿件，用于布置控 制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
.
❖ 反应堆的分类
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❖ 核电厂基本原理
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压水堆结构概述
❖ 核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电，而常规电厂则利用化 石燃料(如煤，燃油，天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。 ❖ 压水堆核电厂约占世界核电厂的60％多，我国已经
建成的均为压水堆型核电厂，尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同，但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型，压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持 续的受控链式反应，从而成为不断释放出大量能量， 并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中 释放出大量热量的锅炉。此外，堆芯又是强放射源， 因此，堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重 要的环节之一。
❖ 压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃 毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成，并 由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后，依靠吊篮 定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管的下方。
.
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❖ 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射 性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆 的正常运行和使用寿命，而且它在高温、高压、强 辐照的条件下长期工作，它的尺寸大，重量重，加 工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
❖ 压水堆压力容器布置非常紧凑，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 容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴，整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承， 可移动的上封头用螺栓与筒体固定，由两道“O”形 密封圈密封，上封头有几十个贯穿件，用于布置控 制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
.
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第三章 核反应堆结构与材料
控制棒驱动机构
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
压力容器
堆芯
压水堆的纵剖面
2010.07
2
3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
2010.07
3
3.1 压水堆结构
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12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 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。
2010.07
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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。
堆内下部构件
2010.07
8
3.1 压水堆结构
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。
堆内上部构件
2010.07
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3.1 压水堆结构
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。
在所有核燃料中，UO2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。
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。
燃料的热导率
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3.2 核反应堆材料
UO2的热导率与芯块的温度 和密度有关。
1 p 100 1
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.1 反应堆压力容器材料
对于制作压力容器材料的要求： 1.强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好； 2.材质的纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；
3.容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；
4.成本低，有使用过的经历。
2010.07
2010.07
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.2 堆内构件材料 在水冷堆中，除燃料包壳外，结构材料多使用奥氏体不锈钢。
如1Cr18Ni9Ti，304，347等。
奥氏体不锈钢具有耐高温、耐腐蚀、耐辐照、塑性高、焊 接性能好等特点。 通过冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奥氏体钢的 强度和抗晶间腐蚀、抗应力腐蚀的能力。
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3.2 核反应堆材料
3.离位效应 指中子与靶原子核碰撞，使靶原子核离位而产生缺陷，而离 位的原子通过级联碰撞能够导致更多缺陷。 通过离位效应产生的损伤演化是引起结构材料辐照效应的主 要原因。 ４.离位峰中的相变 指有序合金在辐照时转变为无序相或非晶相，这是在高能快 中子或高能离子辐照下，产生液态状离位峰快速冷却的结果。
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。
堆内下部构件
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3.1 压水堆结构
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。
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3.2 核反应堆材料
3.2.1 核燃料 铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在 的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％ 铀浓缩的工艺
气体扩散法：
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。
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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。
高温气冷堆的弥散体型燃料元件
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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。
100 (T ) (0.035 2.25104 T )1 831012 T 2
κp:带孔隙二氧化铀的热导率，W/m ·K；
κ100:100%理论密度UO2的热导率； ε:燃料的孔隙率； β:取决于材料常数，由试验决定； T:燃料的绝对温度。
100%理论密度UO2燃料的热导率
2010.07
α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， α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β和γ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。
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3.2 核反应堆材料
不同类型反应堆压力容器使用的材料
轻水堆： 采用Mn-Mo-Ni A533B钢、A508钢等。 Mn用于强化基体和提高淬透性；Mo用于提高钢 的高温性能及降低回火脆性；Ni用于增加钢的强 度和韧性。 快堆： 采用耐更高温度、耐液态钠腐蚀的304或316奥氏 体不锈钢。 气冷堆： 采用预应力混凝土。压力容器壁厚3~8 m，内表 面还有10~30 mm厚的低碳钢层。
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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（UO2，PuO2）， 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。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.3 燃料元件包壳材料
燃料元件包壳用于包容燃料芯体和裂变产物，是距离核燃 料最近的结构材料。
燃料包壳在反应堆内的工作环境十分恶劣： 1.包壳要承受高温、高压和强烈的中子辐照；
2.包壳内壁要受到裂变气体压力、腐蚀和燃料肿胀等危害； 3.包壳外壁要受到冷却剂的压力、冲刷、振动和腐蚀； 4.为了不增大传热热阻，燃料包壳一般都很薄。 由于要求燃料包壳吸收中子的截面一定要低，现在主要使用 的包壳材料是铝、镁和锆的合金。
23
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UO2燃料的热导率
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3.2 核反应堆材料
燃料组件的制造过程
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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。
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三门核电站AP1000的压力容器
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3.1 压水堆结构
反应堆 容器顶 盖
压力 容器 筒体
反应堆压力容器本体结构
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3.1 压水堆结构
反应堆压力容器的组成
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3.1 压水堆结构
3.1.3 反应堆堆内构件
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。
分子激光分离法(molecule laser isotope separation)
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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；
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3.2 核反应堆材料
二氧化铀燃料
UO2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UO2具有辐 照稳定的特点。 燃料元件内裂变产物的产 生使UO2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。
UO2的晶胞
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控制棒驱动机构
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
压力容器
堆芯
压水堆的纵剖面
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3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
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3.1 压水堆结构
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12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 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。
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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。
堆内下部构件
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3.1 压水堆结构
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。
堆内上部构件
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3.1 压水堆结构
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。
在所有核燃料中，UO2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。
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。
燃料的热导率
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3.2 核反应堆材料
UO2的热导率与芯块的温度 和密度有关。
1 p 100 1
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.1 反应堆压力容器材料
对于制作压力容器材料的要求： 1.强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好； 2.材质的纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；
3.容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；
4.成本低，有使用过的经历。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.2 堆内构件材料 在水冷堆中，除燃料包壳外，结构材料多使用奥氏体不锈钢。
如1Cr18Ni9Ti，304，347等。
奥氏体不锈钢具有耐高温、耐腐蚀、耐辐照、塑性高、焊 接性能好等特点。 通过冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奥氏体钢的 强度和抗晶间腐蚀、抗应力腐蚀的能力。
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3.2 核反应堆材料
3.离位效应 指中子与靶原子核碰撞，使靶原子核离位而产生缺陷，而离 位的原子通过级联碰撞能够导致更多缺陷。 通过离位效应产生的损伤演化是引起结构材料辐照效应的主 要原因。 ４.离位峰中的相变 指有序合金在辐照时转变为无序相或非晶相，这是在高能快 中子或高能离子辐照下，产生液态状离位峰快速冷却的结果。
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。
堆内下部构件
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3.1 压水堆结构
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。
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3.2.1 核燃料 铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在 的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％ 铀浓缩的工艺
气体扩散法：
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。
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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。
高温气冷堆的弥散体型燃料元件
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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。
100 (T ) (0.035 2.25104 T )1 831012 T 2
κp:带孔隙二氧化铀的热导率，W/m ·K；
κ100:100%理论密度UO2的热导率； ε:燃料的孔隙率； β:取决于材料常数，由试验决定； T:燃料的绝对温度。
100%理论密度UO2燃料的热导率
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α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， α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β和γ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。
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3.2 核反应堆材料
不同类型反应堆压力容器使用的材料
轻水堆： 采用Mn-Mo-Ni A533B钢、A508钢等。 Mn用于强化基体和提高淬透性；Mo用于提高钢 的高温性能及降低回火脆性；Ni用于增加钢的强 度和韧性。 快堆： 采用耐更高温度、耐液态钠腐蚀的304或316奥氏 体不锈钢。 气冷堆： 采用预应力混凝土。压力容器壁厚3~8 m，内表 面还有10~30 mm厚的低碳钢层。
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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（UO2，PuO2）， 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。
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3.2 核反应堆材料
3.2.2.3 燃料元件包壳材料
燃料元件包壳用于包容燃料芯体和裂变产物，是距离核燃 料最近的结构材料。
燃料包壳在反应堆内的工作环境十分恶劣： 1.包壳要承受高温、高压和强烈的中子辐照；
2.包壳内壁要受到裂变气体压力、腐蚀和燃料肿胀等危害； 3.包壳外壁要受到冷却剂的压力、冲刷、振动和腐蚀； 4.为了不增大传热热阻，燃料包壳一般都很薄。 由于要求燃料包壳吸收中子的截面一定要低，现在主要使用 的包壳材料是铝、镁和锆的合金。
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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UO2燃料的热导率
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3.2 核反应堆材料
燃料组件的制造过程
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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。
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三门核电站AP1000的压力容器
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3.1 压水堆结构
反应堆 容器顶 盖
压力 容器 筒体
反应堆压力容器本体结构
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3.1 压水堆结构
反应堆压力容器的组成
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3.1 压水堆结构
3.1.3 反应堆堆内构件
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。
分子激光分离法(molecule laser isotope separation)
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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；
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3.2 核反应堆材料
二氧化铀燃料
UO2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UO2具有辐 照稳定的特点。 燃料元件内裂变产物的产 生使UO2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。
UO2的晶胞
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