反应堆用材料1
第五章 反应堆用材料1
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5.1.2 锆-4合金的性能
锆-4合金是锆锡系的合金，它的性能在锆合 金中是比较好的，强度比纯锆大（参见表52），抗氧化、耐腐蚀性能都比较好，特别是 吸氢比锆-2少，仅为锆-2合金的三分之一到 二分之一。
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锆的性能
（1）存在着两个同素异型结构 从室温到1135K为α相，密排六方结构 （HCP） 1135K到2125K为β相，体心立方结构 （BCC） （2）线膨胀系数 4.9X10-6K-1 （3）热导率 23.7W/mK （473K时） （4）抗拉强度 334MPa （5）延伸率 25%
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2 镁及其合金 镁的中子吸收截面是铝的1/4，对中子的经济性 来说是很理想的材料，但镁在高温下会与二氧化碳 起作用而被氧化。在冶金及生产上的问题则集中在 防火、抗氧化和增加蠕变强度上。因此使用受到限 制。 镁合金（Magnox Al-80）含0.8%Al、0.020.05%Be, 它有好的抗蚀性和好的机械性能（延展 性）及可焊性，因而被用于英国的用石墨作慢化剂， 二氧化碳为冷却剂, 金属铀为燃料的动力堆中作为 燃料元件的包壳，可用至5000MWd/tU。
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我国的新锆合金
NZ2和NZ8合金的研究已进入工程化研究阶 段，它们的力学性能优于Zr-4合金，在含锂 离子的高温水中的耐腐蚀性得到明显改善， 在500℃过热蒸汽中长期腐蚀没有出现疖状腐 蚀现象。
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锆合金包壳管的 制造工艺
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锆-2或锆-4合金包壳管的制造流程
金属锆（碘化法锆棒，海绵锆或粉末锆）+合金元素+回收料 | 压制块，进行烧结 | 将压块接到自耗电极上 | 真空自耗（或电弧）熔炼（二次重熔铸锭） | 锻成一定尺寸的棒料，进行热处理 | 锻棒切成定尺长的坯料 | 加热穿孔或机加工钻孔，制成空心管坯，管坯包铜套 | 加热挤压使空心管坯成为厚壁管（套筒或套管）
a1b核反应堆参数
a1b核反应堆参数
a1b核反应堆是一种高效的核能发电设备，其参数包括核燃料类型、反应堆结构、反应堆功率、冷却剂类型等。
首先是核燃料类型，a1b核反应堆采用钚铀混合燃料，这种燃料的核截面积大，能够产生更多的热量，从而提高反应堆效率。
其次是反应堆结构，a1b核反应堆采用了大型的反应堆容器和钨合金反射层，能够更好地控制反应堆内部的中子流动，增加反应堆安全性。
第三是反应堆功率，a1b核反应堆的功率可以根据需求进行调整，最大功率可达到1.5GW，足以满足大型城市的能源需求。
最后是冷却剂类型，a1b核反应堆采用氦气作为冷却剂，氦气具有良好的导热性能和化学稳定性，能够有效地将反应堆内部产生的热量传递出去，保证反应堆稳定运行。
综合以上参数，a1b核反应堆成为了一种高效、安全的核能发电设备，可以为人类提供可靠的清洁能源。
- 1 -。
一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法
一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法全文共四篇示例，供读者参考第一篇示例：铅锑快堆是一种新型的核反应堆，其主要原理是利用铅和锑作为冷却剂和中子吸收剂，实现核裂变反应的控制和能量释放。
铅锑快堆具有高效率、高温、高密度等优点，被广泛应用于核能领域。
在铅锑快堆中，包壳管是关键的组件之一，它承载着核燃料，起到保护和隔离的作用。
为了提高包壳管的耐腐蚀性能和机械强度，一种铅锑快堆用奥氏体不锈钢包壳管被设计出来。
1. 包壳管材料的选择在铅锑快堆中，包壳管要求具有良好的耐高温、耐腐蚀和辐照性能。
奥氏体不锈钢是一种具有优异耐腐蚀性和机械性能的钢材，因此被选为包壳管的主要材料。
通过合理的合金设计和热处理工艺，可以进一步提高奥氏体不锈钢的性能，使其适用于铅锑快堆的工作环境。
2. 包壳管制备方法（1）材料准备：按照设计要求选取合适的不锈钢材料，确保其化学成分和机械性能符合标准。
准备好其他辅助材料和设备，如气体保护焊机、热处理炉等。
（2）成型加工：将选取的不锈钢材料经过切割、钻孔、成形等工艺加工，将其加工成符合包壳管设计要求的形状和尺寸。
（3）焊接工艺：采用氩弧焊、TIG焊等高温自动焊接工艺，将加工成形的不锈钢件焊接成完整的包壳管。
在焊接过程中，要严格控制温度、气氛和焊接速度，确保焊缝质量和密封性。
（4）热处理工艺：将焊接好的不锈钢包壳管进行热处理，通过固溶、淬火和时效处理等工艺，调整组织结构和性能，提高其耐腐蚀性和机械强度。
（5）表面处理：对热处理后的不锈钢包壳管进行表面处理，如抛光、喷涂防腐漆等，提高其外观光滑度和耐腐蚀性。
3. 结论第二篇示例：铅铋快堆是一种高效的快中子反应堆，其包壳管是起到封装反应堆燃料元件和控制棒的作用，保护其免受外界环境的影响。
传统的包壳管材料一般为不锈钢，但是在铅铋快堆中使用不锈钢包壳管容易受到腐蚀和蠕变等问题的影响。
研发一种更适合铅铋快堆使用的包壳管材料就显得尤为重要。
近年来，研究人员提出了使用奥氏体不锈钢作为铅铋快堆包壳管的新方案。
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 sL 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 @ 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。
同步回旋加速器质子激发能量为1gev的反应堆结构材料中的延迟中子
同步回旋加速器质子激发能量为1gev的反应堆结构材
料中的延迟中子
延迟中子是指在质子反应堆中，有一些核反应过程不会释放出中子，
而是会产生带电粒子或光子等其他带电粒子。
这些带电粒子或光子在
短时间内就能被探测器探测出来，但在后期这些产物将放出一些中子，这些中子就是所谓的延迟中子。
延迟中子是减慢核反应过程速度的重
要元素之一。
同步回旋加速器质子激发能量为1gev的反应堆结构材料中的延迟中子是如何产生的呢？当高能质子撞击反应堆结构材料时，这些材料中的
原子核就会发生碎裂或重组，同时放出大量的能量。
这些能量存在时
间的长短不一，其中一部分能量会马上以光子形式释放出来，但另一
部分则会以带电粒子形式存在一段时间。
这些带电粒子在存在一段时间后，会进一步与结构材料中的中子相互
作用，并激发其他原子核发生碎裂或重组，最终释放出延迟中子。
延
迟中子一般释放时间较长，其释放时间可以延长反应过程的时间，从
而影响反应堆的性能，使该堆的稳定性有所提升，同时也有利于控制
反应过程的速率。
因此，在反应堆结构材料的设计中，延迟中子的产
生和控制都是非常重要的研究课题。
总之，同步回旋加速器质子激发能量为1gev的反应堆结构材料中的延迟中子是在核反应堆中一种被认为具有稳定性和控制反应速率的重要元素。
在反应堆结构材料的设计中，需要考虑如何产生和控制延迟中子，使反应堆的性能达到最优化。
此外，延迟中子也是研究反应堆的核物理性质和掌握反应堆安全生产的关键因素之一。
NB-2000 材料 ASME-Ⅲ-1-NB(1级部件)
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NB-2200 铁素体钢材的试件和试样
NB-2210 热处理要求
NB-2211 铁素体材料试件的热处理1 当铁素体钢材在部件的制作或安装过程中需进行热处理时，则用作拉伸和冲击试样的材料应
（a）在部件支承载荷轴线的材料并焊于承压材料上而不执行承压功能的材料（见 NB-1130） 应符合 NF-2000 的要求。
（b）不执行承压功能的材料以及焊接于离部件承压部位等于或小于 2t 的不在部件支承载荷 轴线上的材料（非结构附件）只要满足 NB-4330 的要求，就不需要符合 NB-2000 或 NF-2000。
NB-2124 尺寸范围 如果材料符合技术规格书的其它要求，且在建造规则中没有给定尺寸限制，则尺寸或厚度超
过第Ⅱ卷任何技术规格书规定的材料是可以使用的。在这些技术规格书中规定的化学成份或力学 性能随尺寸或厚度改变时，则任何超出技术规格书范围的材料，应要求化学成份和力学性能符合 最接近的规定范围[NCA-3856]。
表面 1/4t 深处的冷Байду номын сангаас速率，以及离产品任何热处理边缘不小于名义厚度 t 的冷却速率。淬火时从
奥氏体化温度开始冷却的所有温度，20 秒内不超过 25℉(14℃)。 （b）如果有材料的冷却速率数据，并有控制试样冷却速率的装置，如上述（a）项的要求得
到满足，则试样可在此装置中进行热处理以代表该材料。 （c）当采用 NB-2220 中所述的任一专用规程时，对于材料边缘较快的冷却速率，可用下列
NB-2128 螺栓连接材料 （a）螺栓和双头螺栓材料应符合第Ⅱ卷 D 篇第 1 分篇表 4 中所列规格中一个的要求。螺母
一种聚变堆用ods-rafm钢的制备方法及ods-rafm钢
一种聚变堆用ods-rafm钢的制备方法及ods-rafm钢
聚变堆用ods-rafm钢是一种用于核聚变反应堆壁材料的复合
材料。
它由无氧化物分散相（ODS）和马氏体钢（RAFM）组成。
ODS用于提高材料的抗辐照性能和耐热性能，而RAFM
用于提供材料的机械强度。
以下是一种制备ods-rafm钢的方法：
1. 起始材料准备：准备ODS和RAFM的粉末。
ODS粉末通常是一种氧化物，如氧化铌或氧化钛。
RAFM粉末是一种钼合
金或铌合金。
2. 混合：将ODS和RAFM的粉末混合在一起。
可以使用机械
混合设备，如球磨机，以确保粉末的均匀分布。
3. 压制：将混合粉末压制成块或片。
这可以通过使用压力机来完成。
4. 烧结：将压制的粉末在高温下进行烧结，以使粉末粒子结合在一起。
这可以通过使用热压或等离子烧结等方法来完成。
5. 热处理：将烧结的材料进行热处理，以改善其晶体结构和性能。
这通常涉及在高温下进行退火或固溶处理。
6. 机械加工：对热处理过的材料进行机械加工，如切割、铣削和抛光，以获得所需的形状和尺寸。
ODS-RAFM钢具有出色的抗辐照性能、耐热性能和机械强度，
可以用于核聚变反应堆的壁材料。
它在聚变反应堆中可以承受高温、高辐照和高应力的环境，同时保持结构的稳定性和耐久性。
这使得它成为一种理想的材料选择。
反应堆物理分析CHAPTER 1-4
燃料消耗率的计算
单位时间堆内的总裂变率为
Ff =3.125×1010 P
则其吸收率为
Fa=Ff· a/δ f=(1+α )3.125×1010P δ
因而燃料的消耗与功率
G Fa A N A 10
3
4.48 10
12
(1 ) P A
kg / d
对于235U ，α =0.18 ，堆的运行功率为1MW，则 该反应堆的235U消耗率为1.24×10-3 kg/d
Fission neutron
Fission
n new fission neutrons
k-无穷：四因子公式
k f p
-由一个初始裂变中子所得的慢化到238U裂变阈能以下的平均中子数
p 逃脱共振俘获的概率 f 被燃料吸收的中子数占堆芯物质吸收中子总数的份额
燃料每次吸收一个热中子产生的平均裂变中子数
核裂变
Nuclear fission
核裂变是反应堆内最重要的核反应。 原子核吸收一个中子后，分裂成两个质量相近的 核素。
同位素233U、235U、239Pu、241Pu在各种 能量的中子作用下都能发生裂变，因此称 为易裂变同位素（裂变同位素）。 同位素232Th、238U、240Pu只有在能量高 于某一阈值的中子作用下才发生裂变，称 为可裂变同位素。
燃料裂变时能量的释放 (MeV)
易裂变燃料
233U 235U 239Pu 241Pu
可裂变燃料
232Th 234U 236U 238U 237Np
190.0+/-0.5 192.9+/-0.5 198.5+/-0.8 200.3+/-0.8
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❖ （2） Zr-2 合金 进一步的研究发现，在锆中加入约0.1%的铁和
少量的铬及镍是极为有利的。
与锆-1合金相比，锡的含量适当降低，因为含锡 量增高会降低合金的耐蚀性。因此锆-2合金的添加 元素成分为：锡-1.5%；铁-0.12%；铬- 0.10%；镍 -0.05%。
经过近30年在沸水堆和压水堆上作燃料包壳及堆 芯结构部件的应用，证明锆-2合金在高温水和蒸汽 中有良好的耐蚀性能和强度，运行是可靠的。它的 热中子吸收截面在0.18-0.23靶恩,硬度为纯锆的两倍。
b. 在573K温度时氢的溶解度只有75PPm； 在高温下氢溶解于基体中，低温时以ZrH1.5的形
式析出，氢化物析出的方向和数量会影响锆的性能， 而氢化物析出的方向和分布与织构有关；
c. 与氧在高温反应。锆中的杂质元素（氮、碳、氧、 铝等）尤其是氮，即使是微量（0.004%）对锆的抗 氧化性能和抗腐蚀性能影响也很显著。
Zr-4合金（RT）
755
589
（385℃）
450
363
Zr-1Nb合金
320-380
180-250
Zr-2.5Nb合金
400-480
280-350
延伸率（%）
30-50 12,16,28
20 23 25 28-40 22-25
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❖ * 表5-2 的数据择自原子能出版社的“核动力 用锆合金”
❖ # 碘化法精炼纯锆（30oC）的机械性能。 ❖ ## 20oC时的三个数据分别为消除应力退火，
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❖ 2 镁及其合金 镁的中子吸收截面是铝的1/4，对中子的经济性
来说是很理想的材料，但镁在高温下会与二氧化碳 起作用而被氧化。在冶金及生产上的问题则集中在 防火、抗氧化和增加蠕变强度上。因此使用受到限 制。
镁合金（Magnox Al-80）含0.8%Al、0.020.05%Be, 它有好的抗蚀性和好的机械性能（延展 性）及可焊性，因而被用于英国的用石墨作慢化剂， 二氧化碳为冷却剂, 金属铀为燃料的动力堆中作为 燃料元件的包壳，可用至5000MWd/tU。
作包壳材料。因为在快堆中中子经济性不十分严峻，而包壳 材料的高温性能成了主要制约因素。 ❖ 商用动力堆无论是沸水堆、压水堆，还是重水堆都用锆合金 作包壳。
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❖ 1 铝及其合金 铝是首先被考虑用作反应堆包壳的。它的中子吸收截面
不是最小的，强度也不高，但因为铝有成熟的工业基础，易 于加工生产，此外它有一定的强度，好的导热性能和在 373K以下较好的抗腐蚀性能。 铝合金常被用于373K以下的，以水作冷却剂，功率较低的， 用于研究、培训及试验的反应堆中作燃料棒的包壳材料。也 作为生产堆的包壳材料。 如401院的重水研究堆（101）、轻水研究堆（492）、微型 中子源反应堆以及CARR堆。 ❖ 常用的铝合金牌号是6061。含1.2%Mg、0.8%Si、 0.4%Cu、0.35%Cr。它具有好的抗腐蚀性和机械强度。
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5.2.2 锆合金
常用的锆合金有锆-锡系列及锆-铌系列它们的成分如下：
合金名称 Sn Fe（%） Ni（%） Cr（%） N（%） （%）
Zr-12.5 ----Zr-2
1.2- 0.07- 0.03- 0.05- -
1.7 0.2 0.08 0.15
Zr-4
1.2- 0.18- -
1.7 0.24
0.07- 0.13
Zr-1Nb -
-
-
-
1.1
Zr-2.5Nb -
-
-
-
2.4-
2.8
9
表5-2* 锆合金的常用机械性能：
合金名称
强度极限（MPa） 屈服极限（MPa）
碘化法锆#
180-270
50-130
Zr-2合金## （20oC）
（340oC）
700,510,450 280
527,422,352 225
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3 锆及其合金
❖ 纯锆是一种银白色，有光泽的延性金属，473K 时理论密度为6.55Mg/m3，熔点为2125K。
❖ 锆在高温下强度高，延性好，中子吸收截面小， 在高温水中抗腐蚀性能好，有较高的导热性和较好 的加工性能，与二氧化铀芯块有较好的相容性。因 此锆合金被广泛地用于动力堆作包壳材料。
❖ 主要的锆合金有Zr-2， Zr-4， Zr-1Nb， Zr-2.5Nb， 最新发展的锆合金有M5或ZIRLO合金等。
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5.1.2 锆-4合金的性能
❖ 锆-4合金是锆锡系的合金，它的性能在锆合 金中是比较好的，强度比纯锆大（参见表52），抗氧化、耐腐蚀性能都比较好，特别是 吸氢比锆-2少，仅为锆-2合金的三分之一到 二分之一。
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锆的性能
❖ （1）存在着两个同素异型结构
❖ 从室温到1135K为α相，密排六方结构 （HCP）
部分再结晶退火，完全再结晶退火的性能值； 340oC的数据为部分再结晶退火的性能值。
11
锆——锡系列合金 ❖ （1） Zr-1合金
由于纯锆的抗腐蚀性能受氮的影响很大， 研究发现，当加入2.5%Sn时可以抵消 700ppm 氮的有害影响，并能使生成的氧化 膜牢固地附着在锆基体上，于是产生了以锆2.5%锡为合金成分的工业合金“锆-1”。
1
5.1 包壳材料简介
❖ 在热堆中，为了中子的经济性，必须采用中子吸收截面小 的包壳材料。目前只有四种元素可考虑做包壳材料，它们具 有小的中子吸收截面和较高的熔点。它们是： 铝（0.23靶恩）、铍（0.010靶恩）、 镁（0.063靶恩）、锆（0.185靶恩）。
❖ 铝、镁、锆已用于燃料元件包壳，下面我们分别进行讨论。 ❖ 不锈钢以其优异的高温性能和价格优势在快中子增殖堆中用
❖ 包壳材料应具备的条件叙述如下： （1） 具有小的中子吸收截面。 （2） 具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快
中子辐照下不要产生强的长寿命核素。 （3） 具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却
剂相容性好。 （4） 具有好的强度、塑性及蠕变性能。 （5） 好的导热性能及低的线膨胀系数。 （6） 易于加工，焊接性能好。 （7） 材料容易获得，成本低。
❖ 1135K到2125K为β相，体心立方结构 （BCC）
❖ （2）线膨胀系数 4.9X10-6K-1
❖ （3）热导率 23.7W/mK （473K时）
❖ （4）抗拉强度 334MPa
❖ （5）延伸率 25%
7
❖ 锆的性能
（6）有些性能与加工的原始状态及过程有关； a. 存在织构，织构与拉拔过程有关，不能通过热处 理改变；