4 核材料辐照效应

辐射生物效应复习题 (1)

《辐射生物效应》复习题一、名词解释（每题3分）生活史：植物在一生中所经历的发育和繁殖阶段，前后相继，有规律地循环的全部过程。组织：在个体发育中，具有相同来源的同一类型，或不同类型的细胞组成的结构和功能单位硝化作用：氨基酸脱下来的氨，在有氧的条件下，经过亚硝化细菌和硝化细菌的作用转化为硝酸的过程。灭菌：通过超高温或其他物理、化学手段将所有微生物的营养细胞和所有芽孢和孢子全部杀死。新陈代谢——微生物从外界环境中不断摄取营养物质，经过一系列生物化学反应，转变成细胞组分，同时产生废物并排泄到体外的过程。菌株(strain)：从自然界中分离得到的任何一种微生物的纯培养物都可以称为微生物的一个菌株。生物固氮：常温常压下，固氮生物在体内固氮酶的催化作用下将大气中的分子态N2还原成为NH4＋的过程。生活史：植物在一生中所经历的发育和繁殖阶段，前后相继，有规律地循环的全部过程。原始生殖细胞: 产生雄性和雌性生殖细胞的早期细胞。辐射诱变育种：生物的种类、形态、性状，均受其自身的遗传信息所控制。辐射育种（radioactive breeding techniques）是利用射线处理动植物及微生物，使生物体的主要遗传物质—脱氧核糖核酸（DNA）产生基因突变或染色体畸变，导致生物体有关性状的变异，然后通过人工选择和培育使有利的变异遗传下去，使作物（或其它生物）品种得到改良并培育出新品种。这种利用射线诱发生物遗传性的改变，经人工选择培育新的优良品种的技术就称为辐射育种。相对生物效应RBE：由于各种辐射的品质不同，在相同吸收剂量下，不同辐射的生物效应是不同的，反映这种差异的量称为相对生物效应（relative biological

反应堆材料辐照损伤概述

反应堆材料辐照损伤概述【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料一、引言随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化（1）辐照肿胀辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡

【精品】核反应堆物理分析习题答案第四章

第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。（1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离）因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+

代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。解:对于单群理论：

核反应堆课后题

第一章思考题 1.压水堆为什么要在高压下运行？ 2.水在压水堆中起什么作用？ 3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？ 4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？ 5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？ 6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？ 7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？ 8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？ 9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？ 10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？ 11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？ 12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？ 13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？ 14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题 1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。 2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ? 3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。 4.述反射层对反应堆的影响。 5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。 6.解释“腆坑”形成的过程。 7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？

8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？ 9.简述缓发中子对反应堆的作用。 10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。第三章思考题 1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？ 2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？ 3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。 4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。 5.燃料元件的包壳有什么作用？ 6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？ 7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？ 8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？ 9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？ 10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？ 11.控制棒直径较细有什么好处？ 12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？ 13.定位格架有何功用？ 14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？ 15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？ 16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。 17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？ 18.试给出可燃毒物的定义。 19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？

反应堆材料实验报告

中国科学技术大学核科学技术学院反应堆材料实验课程实验报告实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名：学号：专业班级：指导老师：李远杰

一．实验目的 1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等） 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）

图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2.预磨和抛光预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、

激光辐照效应

一 , 等离子体发展模型和膨胀模型 1）在脉冲激光微加工中主要等离子体模型有：纳秒激光与物质相互作用中的单温模型飞秒激光与物质相互作用中的双温模型和库伦爆炸模型 2）在研究激光辐照固体靶蒸汽等离子体形成时有动态烧蚀耗能模型和光线跟踪激光能量等离子体吸收模型。 3）其他的一些模型三温与多温电子等离子体自由膨胀的理论模型。自相似解成功地再现了在激光等离子体自由膨胀中离子速度分布呈现的三峰和多峰结构,这些结构已在激光打靶的实验中频繁地观察到。二，等离子体参数的测量的方法等离子的体的基本参数有：电子温度，电子密度等。而这些参数都可以利用实验来测得。例如利用光谱测量的光谱展宽，然后利用origin拟合曲线再萨哈方程就能计算得到粒子的电子温度和电子密度了。三，激光支持燃烧波（LSCW）和爆破波（LSDW）的产生与传播，LSCW和LSDW 的分类法，基本结构，区别与判断方法。LSCW向LSDW转化机制。激光维持的燃烧波（LSC）和爆轰波（LSD）较强的激光束辐照于靶面时，使得靶蒸汽或者靶面附近的环境气体发生电离以致击穿，形成一个激光吸收区。被吸收的激光能量转化为该区气体（或等离子体）的内能，与流动发生耦合，按照气体动力学的规律运动。等离子体的一部分能量将以辐射的形式耗散，被凝聚态靶或周围气体所吸收。这种吸收激光的气体或等离子体的传播运动通常称为激光吸收波。主要的激光吸收区最终总是在环境气体中形成。在极高光强下，真空环境中的把蒸汽也会产生激光吸收波。对于LSC，前面运动的冲击波对激光是透明的，等离子体区域是激光的吸收区。以亚声速向前推进，依靠输运机制（热传导、热辐射和扩散）时期前方冷气体加热和电离，维持LSC及其前方冲击波的传播，波后是等离子体区，等离子体温度为1~3eV。对于LSD，冲击波阵面就是激光吸收区，被吸收的激光能量直接支持冲击波前进，LSD波相对于波前介质超声速运动，等离子体温度为10eV到几十电子伏。此冲击波压缩前方的气体，使之升温电离、吸收激光，成为新的波阵面，上溯激光入射方向继续传播。这里冲击波依靠吸收激光能量而自持传播，是一种物理性质的爆破波。聚焦光束产的LSD波作发散传播，当波阵面传离靶面稍远处，光强已不足以维持LSD波，等离子体熄灭，这时激光又可直接入射于靶面。

反应堆结构与核燃料

第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。图4.1 反应堆位置 - 35 -

- 36 - 图4.2 反应堆剖面图

- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。图4.3 堆芯分区布置（第一循环）

核反应堆热工分析复习

第一部分名词解释第二章堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 2、裂变能近似分布：总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R 射线能量 13是缓发B 和R 射线能量同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。 3、堆芯功率分布和因素：径向贝塞尔函数轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第三章堆的传热过程 4、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ? κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 5、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 6、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 7、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 8、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 9、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 10、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 11、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 12、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 13、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 14、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 15、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 16、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 17、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 18、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 19、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 20、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 21、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。第三章—中子扩散理论中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。第四章—均匀反应堆的临界理论反射层的作用：减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；提高反应堆的平均输出功率。

《核反应堆热工分析》复习资料大全

第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)

缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好

核材料基础

辐射屏蔽材料调研报告摘要：辐射防护材料的研究制备成为科研领域最为重要的课题之一，对国防和民用有着极其重要的意义。本报告先对按照射线的种类调研，X、γ射线，中子的屏蔽材料进行了调研，对于X射线，分高、低能量调研了现有的屏蔽材料、防护服等；对于γ射线，一般用铅及含铅的化合物进行辐射防护；对于中子，用含氢量较高的屏蔽材料进行防护，或者含硼的化合物进行屏蔽。然后按照屏蔽材料种类调研，分别从非金属屏蔽材料、金属屏蔽材料及混凝土三个粗略的方面分析总结了一些屏蔽材料。最后分别分析了屏蔽每种射线现有屏蔽材料的优缺点，并调研了现有研究成果，为给出屏蔽优化结果，总结了屏蔽材料的发展趋势。关键字：屏蔽材料；X、γ、中子；含硼化合物；屏蔽优化引言在核反应堆和其他辐射源中通常因裂变和衰变而释放出带能力的中子和α、β粒子及γ射线，统称为辐射。由于辐射对环境造成污染，对操作人员带来伤害，对装置、材料致发热、活化及性能降级是十分必要的，由于α、β粒子在空气中和固体中的射程很短，无需特殊的屏蔽。相反，中子和γ射线的穿透能力很强，必须重视对它们的屏蔽。屏蔽材料是根据其在不同核反应中特殊应用而设计制备的，材料的屏蔽效果或慢化特征显然是最重要的因素。随着国防科研、放射医学和原子能工业的迅速发展，辐射屏蔽材料在越来越多的领域得到广泛应用，对辐射屏蔽材料的性能要求也越来越高，材料的物理学性能、抗辐照性能、热稳定性等也必须加以综合考虑，传统的辐射屏蔽材料如混凝土、不锈钢、铁等很难满足现有应用要求，比如说现有的一些屏蔽材料强韧性难以满足作为结构屏蔽材料的要求、耐热性不好、综合屏蔽效果不良、体积大难于移动及抗辐照能力较差等。因此，对各种新型辐射屏蔽材料的研究便成为一项十分重要和迫切的课题。中子与屏蔽材料的各原子核发生相互作用的结果，既可以改变中子的能量和运动方向，中子也可能被原子核吸收。中子的散射分弹性散射和非弹性散射，除弹性散射外，所有的中子与屏蔽材料相互作用都能造

辐射生物学效应分类和影响因素

第四节辐射生物学效应分类和影响因素、辐射生物学效应分类机体受辐射作用时，根据照射剂量、照射方式以及效应表现的情况，在实际工作中常将生物效应分类表述（一）按照射方式分 1．外照射与内照射（external and internal irradiation）：辐射源由体外照射人体称外照射。γ线、中子、X线等穿透力强的射线，外照射的生物学效应强。放射性物质通过各途径进入机体，以其辐射能产生生物学效应者称内照射。内照射的作用主要发生在放射性物质通过途径和沉积部位的组织器官，但其效应可波及全身。内照射的效应以射程短、电离强的α、β射线作用主。 2．局部照射和全身照射（local and total body irradiation）当外照射的射线照射身体某一部位，引起局部细胞的反应者称局部照射。局部照射时身体各部位的辐射敏感性依次为腹部＞胸部＞头部＞四肢。当全身均匀地或非均匀地受到照射而产生全身效应时称全身照射。如照射剂量较小者为小剂量效应，如照射剂量较者（＞1Gy）则发展为急性放射病。大面积的胸腹部局部照射也可发生全身效应，甚至急性放射病。根据照射剂量大小和不同敏感组织的反应程度，辐射所致全身损伤分为骨髓型（bone marrow type）、肠型(gastro- intestinal type)和脑型(central nervous system type)三种类型。（二）按照射剂量率分 1．急性效应（acute radiation effect）：高剂量率照射，短时间内达到较大剂量，效应迅速表现。 2．慢性效应(chronic radiation effect)：低剂量率长期照射，随着照射剂量增加，效应逐渐积累，经历较长时间表现出来。（三）按效应出现时间分 1．早期效应(early effect)：照射后立即或小时后出现的变化。

核反应堆类型简介

核反应堆类型简介核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆分类有：按时间分可以分为四代：第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的

程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。按反应堆慢化剂和冷却剂分：轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂；重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂；石墨气冷堆；石墨液冷堆。按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。

反应堆结构与材料重点

1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆 2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。 4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二 5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成 6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。 7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件 8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性 9 压力容器本体结构：上法兰，密封台肩，一节接管段，二节堆芯包容环段，一节过渡段，一只半球形下封头组成组成。 10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座 11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂 12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度 13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。 14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。 15上部支撑结构的作用和组成作用：将堆芯组件定位、压紧、防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯组件上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒

第五章辐照效应。

第五章辐照效应

辐照损伤是指材料受载能粒子轰击后产生的点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、层错、位错环、贫原子区和微空洞以及析出的新相等。这些缺陷引起材料性能的宏观变化，称为辐照效应。辐照效应因危及反应堆安全，深受反应堆设计、制造和运行人员的关注，并是反应堆材料研究的重要内容。辐照效应包含了冶金与辐照的双重影响，即在原有的成分、组织和工艺对材料性能影响的基础上又增加了辐照产生的缺陷影响，所以是一个涉及面比较广的多学科问题。其理论比较复杂、模型和假设也比较多。其中有的已得到证实，有的尚处于假设、推论和研究阶段。虽然试验表明，辐照对材料性能的影响至今还没有确切的定量规律，但辐照效应与辐照损伤间存在的定性趋势对实践仍有较大的指导意义。

5.1 辐照损伤 1. 反应堆结构材料的辐照损伤类型反应堆中射线的种类很多，也很强，但对金属材料而言，主要影响来自快中子，而α，β，和γ的影响则较小。结构材料在反应堆内受中子辐照后主要产生以下几种效应： 1) 电离效应：这是指反应堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，而使其跳离轨道的电离现象。从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快被金属中共有的电子所补充，所以电离效应对金属性能影响不大。但对高分子材料，电离破坏了它的分子键，故对其性能变化的影响较大。

2) 嬗变：受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核反应。即中子被靶核吸收后，生成一个新核并放出质子或α带电粒子。例如：嬗变反应对含硼控制材料有影响，其它材料因热中子或在低注量下引起的嬗变反应较少，对性能影响不大。高注量（如：>1023 n/m 2）的快中子对不锈钢影响明显，其组成元素大多都通过（n,α)和（n,p）反应产生He 和H ，产生辐照脆性。 He Li n B 42731010 5+→+H N n O 1116 7168 +→+

核反应堆及发展

核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能

关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究

国防科技学院核材料导论论文论文名称：关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究姓名：阳刚班级：辐射0802 学号：20080767

关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究阳刚（国防科技学院辐射0802）摘要简述了核辐射对屏蔽材料的一般要求，综述了常用屏蔽材料的特点。指出屏蔽材料的屏蔽效果与其它性能如力学性能、耐热性及抗辐照性能之间的矛盾是屏蔽材料需要解决的关键问题介绍了常见的几种具有较强放射性射线的产生机理和特点，详述了防护这些射线的屏蔽材料的种类和屏蔽原理。对防护这些射线的各种屏蔽材料的研究便成为一项十分重要和迫切的课题，同时也取得了较大的成果。本文对这些成果进行了简要的介绍，并提出了该领域未来研究和应用的主要方向。关键词核反应堆辐射屏蔽材料前言反应堆是核能源系统的核心部分，核裂变(或聚变)产生各种辐射射线如不同能级的中子、γ射线、二次γ射线及其它带电粒子和高能射线。辐射防护依赖于屏蔽材料的性能和辐射屏蔽结构的优化设计，显然，选择材料时应该考虑的基本核性能是中子和射线的减弱性能。重金属如铅、钨、衰变后的铀以及铁、镍等都是有效的γ射线减弱体，对快中子也有很好的慢化效果。而像硼、石墨、富氢化合物如水、重水及高分子材料则对中子的减弱或吸收更为有效，这些材料及其复合材料已大量应用于各种核反应堆屏蔽系统并发挥相当重要的作用。辐射防护材料的研究制备成为科研领域最为重要的课题之一，对国防和民用有着极其重要的意义。国内外对屏蔽复合材料已进行了大量的研究，很多屏蔽材料已得到广泛的应用，其中几种主要类

型的屏蔽复合材料有屏蔽混凝土、硼钢、铅硼聚乙烯口、Al—B4C复合材料、PVC-PE复合材料等。随着核能源及各种核反应堆的发展，对屏蔽材料及其他屏蔽系统的要求越来越高，现有的许多屏蔽材料已难以满足其使用要求，主要表现在屏蔽材料的屏蔽效果与其他性能如力学性能、耐热性、抗辐照性能等难以兼顾。核反应堆屏蔽材料设置在堆外围保护人员和设备免受放射线伤害的核反应堆材料。当反应堆运行时，核裂变反应将产生大量中子和γ射线，裂变产物衰变也释放出α、β粒子和γ射线。α和β粒子射程很短，很容易被空气或其他物体吸收，一般对操作人员不构成威胁；中子和γ射线有极强穿透能力，为了阻挡它们要求在反应堆四周设置保护屏蔽层。屏蔽快中子需选用轻元素组成的材料，屏蔽γ射线则需选用重元素组成的材料，因此堆外屏蔽层往往采用兼含轻重元素的联合结构。常用的屏蔽层材料有：特制重混凝土、含硼贴层、重金属等。特制重混凝土由水泥中掺入填充料，如铁矿石、重晶石、铸铁所构成，因其中含有重元素铁和轻元素结晶水(氢)，因此对中子和γ射线有较强的吸收能力。这种屏蔽材料常被固定式动力堆和研究用堆采用。重混凝土层体积大、质量重，有时尚不满足屏蔽要求，如果向其中加入少量含硼物质，或在重混凝土内表面贴上一层B4C-铝的弥散体层，可大大提高屏蔽层吸收中子能力，但价格将明显提高。重金属铅、钨、钼对γ射线是很好的防护材料，但价格贵，使用大受限制。常用屏蔽材料及其特点

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。关键词压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian (Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030) Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent. K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 　李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作　E 2mail :licliang @https://www.360docs.net/doc/248661368.html, 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。 1　反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压力容器外表面通常涂漆保护。反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。 2　反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出