第六讲 核裂变反应堆材料
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核反应堆结构与材料材料PPT课件
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核燃料的应用
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核科学与技术学院
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典型陶瓷燃料性能
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弥散体型燃料
• 弥散型燃料是由二氧化 铀或碳化铀等陶瓷燃料 颗粒，依照所需的物理 性质弥散在金属、非金 属或陶瓷基体上所组成 的燃料型式。
• 例如Al，不锈钢，Zr， 石墨等基体
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核心 包覆颗粒 燃料元件
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弥散体型燃料弥散相要求
④ 合金铀的相关说明
主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等
与金属铀相比，合金具有较好的机械性能、良好的 抗腐蚀性能，对抗辐射性能有所改善
加入合金元素会使中子吸收增加，需使用富集铀
锆的熔点高，中子吸收截面小，抗辐射性能好，同 时铀在锆中的溶解度大（铀－锆合金 ）
熔点高，热导率高，便于轧制成型
1.216 10 4
exp(0.001867t)
K95 0.0191 1.216 104 exp(0.001867t)
Kp
1 ε 1 βε
K 100
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二氧化铀的典型物性（2）
• 热导率（续）
燃耗对热导率的影响
低温时随燃耗升高热 导率下降
高温时变化不大
热导率随氧铀比增加 而减小
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
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二氧化铀的制备
核反应堆的工作原理和构造
核反应堆的工作原理和构造核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
它是核能利用的重要设施，广泛应用于核电站、核动力舰艇和核研究等领域。
本文将介绍核反应堆的工作原理和构造。
一、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理基于核裂变或核聚变反应。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。
核聚变是指轻核（如氘、氚等）在高温高压条件下融合成重核的过程，同样释放出巨大的能量。
核反应堆利用核裂变反应来产生能量。
在核反应堆中，将可裂变材料（如铀-235）装入燃料棒中，然后将燃料棒组装成燃料组件。
燃料组件被放置在反应堆的反应堆压力容器中。
当中子进入燃料组件时，会与铀-235核发生碰撞，使其裂变成两个轻核，并释放出大量的能量和中子。
这些中子会继续与其他铀-235核发生碰撞，形成连锁反应，从而产生更多的能量和中子。
为了控制核反应堆的反应速率，需要使用控制棒。
控制棒由吸中子材料（如硼、银等）制成，可以吸收中子，从而减缓或停止核反应。
通过调整控制棒的位置，可以控制核反应堆的功率输出。
二、核反应堆的构造核反应堆的构造主要包括反应堆压力容器、燃料组件、冷却剂、控制系统和安全系统等。
1. 反应堆压力容器：反应堆压力容器是核反应堆的主要组成部分，用于容纳燃料组件和冷却剂，并承受核反应过程中产生的高温高压。
反应堆压力容器通常由厚重的钢材制成，具有良好的密封性和强度。
2. 燃料组件：燃料组件是核反应堆中的核燃料载体，通常由燃料棒和燃料包壳组成。
燃料棒内装有可裂变材料，如铀-235，燃料包壳则起到保护燃料棒和防止核燃料泄漏的作用。
3. 冷却剂：冷却剂在核反应堆中起到冷却燃料和控制反应速率的作用。
常用的冷却剂包括水、重水、氦气等。
冷却剂通过循环流动，带走燃料棒中产生的热量，并将其转移到蒸汽发生器中，进而产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电。
4. 控制系统：核反应堆的控制系统用于控制核反应的速率和功率输出。
反应堆使用的核燃料概述及金属材料简介
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。
Hale Waihona Puke 金属型燃料 金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。
亨利·贝可勒尔在1896年将照相底片放在铀 每月铀价格趋势图（以每磅美元计），2007年的铀价
附近，从而发现了放射性。
泡沫爆破清晰可见
金属型燃料 金属铀有三种不同的结晶构造：
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。
金属型燃料 总结
金属型燃料
钚-239可以在反应堆内被制造，是人造易裂变元素，其临界质 量比铀小，在有水的情况下，650克的钚即可发生临界事故。金属态 的钚较脆弱，熔点低（640℃）；从室温到熔点有六种同素异构体， 结构变化复杂；导热系数低，仅为铀的1/6左右；线膨胀系数大，各 向异性十分明显；化学稳定性很差，并极易氧化，易与氢气和二氧 化碳发生反应。这些缺点使金属态的钚不适合作为核燃料，一般都 以氧化物的形式与氧化铀混合使用，即混合氧化物燃料。这种钚与 铀的组合可以实现快中子增殖，因而成为当今着重研究的核燃料之 一。
金属型燃料
TRIGA反应堆因其使用的铀 氢锆燃料的这种特性，反应堆本 身体积可以比常规核反应堆小很 多，因为它们不需要非常严密的 安全保护措施，是分布式发电以 及教学用的理想堆种。
TRIGA反应堆核心近照，可以看见切连科夫辐射 引起的蓝色辉光
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。
金属型燃料
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；
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。
Hale Waihona Puke 金属型燃料 金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。
亨利·贝可勒尔在1896年将照相底片放在铀 每月铀价格趋势图（以每磅美元计），2007年的铀价
附近，从而发现了放射性。
泡沫爆破清晰可见
金属型燃料 金属铀有三种不同的结晶构造：
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。
金属型燃料 总结
金属型燃料
钚-239可以在反应堆内被制造，是人造易裂变元素，其临界质 量比铀小，在有水的情况下，650克的钚即可发生临界事故。金属态 的钚较脆弱，熔点低（640℃）；从室温到熔点有六种同素异构体， 结构变化复杂；导热系数低，仅为铀的1/6左右；线膨胀系数大，各 向异性十分明显；化学稳定性很差，并极易氧化，易与氢气和二氧 化碳发生反应。这些缺点使金属态的钚不适合作为核燃料，一般都 以氧化物的形式与氧化铀混合使用，即混合氧化物燃料。这种钚与 铀的组合可以实现快中子增殖，因而成为当今着重研究的核燃料之 一。
金属型燃料
TRIGA反应堆因其使用的铀 氢锆燃料的这种特性，反应堆本 身体积可以比常规核反应堆小很 多，因为它们不需要非常严密的 安全保护措施，是分布式发电以 及教学用的理想堆种。
TRIGA反应堆核心近照，可以看见切连科夫辐射 引起的蓝色辉光
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。
金属型燃料
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；
【高中物理】高中物理知识点：重核裂变
人工转变方程与聚变方程特征相似，仅从方程式上不易区分，要熟记几个典型的人工转变方程及聚变方程。
(4)放射性元素的原子核放出一个α粒子或β粒子而转变成新核的过程称为衰变。
衰变方程的重要特征是“一”前只有一个原子核， “→”后有一个α粒子或β粒子与一个新核材料及作用
【高中物理】高中物理知识点：重核裂变
重核裂变:
1、裂变：把重核分裂成质量较小的核，释放出核能的反应。
2、铀核的裂变：
。
3、链式反应：一般说来，铀核的裂变时总是要放出2~3个中子这些种子又会引起其他的铀核裂变，这样裂变就会不断地进行下去，释放出越来越多的能量。在一定条件下（超过临界体积），裂变反应会连续不断地进行下去，这就是链式反应。
聚变方程的特征是“→”前有两个或两个以上的质量很小的核，“→”后是一个质量稍大些的核，有的聚变中可能还会放出一个质子或一个中子、正负电子等。
(3)人工转变通常是指某原子核在α粒子(或其他粒子)的轰击下，转变为一个新核的核反应。
人工转变方程的特征是“→”前有一个α粒子(或其他粒子)和一个原子核，“→”后有一个新核，通常还伴随一个质子或中子。
(2)裂变反应堆的常见类型
感谢您的阅读，祝您生活愉快。
核反应方程的常见类型有：衰变、人工转变、裂变和聚变。判断某核反应方程是哪种类型的核反应时，应紧抓该类型核反应的定义，从方程式的特征上区分。
(1)重核俘获一个中子后分裂为n个中等质量核的反应过程，称为裂变。裂变方程的重要特征是“→”前有一个中子和一个重核，“→”后有两个或两个以上的中等质量的核。
(2)把轻核结合成质量较大的核，释放出核能的反应，称为聚变，又称热核反应。
4、核反应堆：慢中子反应堆、快中子增殖反应堆
核反应堆是一种实现可控链式反应的装置，它可以使堆内的链式反应以一定的强度进行下去，从而稳定地释放核能。根据反应堆的工作原理，主要可分为两类：慢中子反应堆，它是目前广泛应用的实用核反应堆；快中子增殖反应堆，它属于目前正在研究和实验的核反应堆。
(4)放射性元素的原子核放出一个α粒子或β粒子而转变成新核的过程称为衰变。
衰变方程的重要特征是“一”前只有一个原子核， “→”后有一个α粒子或β粒子与一个新核材料及作用
【高中物理】高中物理知识点：重核裂变
重核裂变:
1、裂变：把重核分裂成质量较小的核，释放出核能的反应。
2、铀核的裂变：
。
3、链式反应：一般说来，铀核的裂变时总是要放出2~3个中子这些种子又会引起其他的铀核裂变，这样裂变就会不断地进行下去，释放出越来越多的能量。在一定条件下（超过临界体积），裂变反应会连续不断地进行下去，这就是链式反应。
聚变方程的特征是“→”前有两个或两个以上的质量很小的核，“→”后是一个质量稍大些的核，有的聚变中可能还会放出一个质子或一个中子、正负电子等。
(3)人工转变通常是指某原子核在α粒子(或其他粒子)的轰击下，转变为一个新核的核反应。
人工转变方程的特征是“→”前有一个α粒子(或其他粒子)和一个原子核，“→”后有一个新核，通常还伴随一个质子或中子。
(2)裂变反应堆的常见类型
感谢您的阅读，祝您生活愉快。
核反应方程的常见类型有：衰变、人工转变、裂变和聚变。判断某核反应方程是哪种类型的核反应时，应紧抓该类型核反应的定义，从方程式的特征上区分。
(1)重核俘获一个中子后分裂为n个中等质量核的反应过程，称为裂变。裂变方程的重要特征是“→”前有一个中子和一个重核，“→”后有两个或两个以上的中等质量的核。
(2)把轻核结合成质量较大的核，释放出核能的反应，称为聚变，又称热核反应。
4、核反应堆：慢中子反应堆、快中子增殖反应堆
核反应堆是一种实现可控链式反应的装置，它可以使堆内的链式反应以一定的强度进行下去，从而稳定地释放核能。根据反应堆的工作原理，主要可分为两类：慢中子反应堆，它是目前广泛应用的实用核反应堆；快中子增殖反应堆，它属于目前正在研究和实验的核反应堆。
《核裂变和裂变反应堆》课件2
首先求出1 kg铀235中含有的原子核数,然后即可根据已知求解.
(1)1 kg铀235中含有的原子核数为:
×6.02×1023个=2.562×1024个 每1 个20 30 轴50 核裂变放出200 MeV的能量,则1 kg铀核裂变能释放
ΔE=2.562×1024×200 MeV=5.124×1026 MeV=5.124×1032×1.6×10-19 J=8.2×1013 J.
子.如果发生链式反应,铀块的体积必须大于等于临界体积,否 则中子穿过铀块时,可能不与铀核发生碰撞,从而反应不能 继续下去,故C选项正确,D选项错误.
答案:BC
巩固练习1:关于重核裂变,以下说法正确的是( ) A.重核裂变的能量等于它俘获中子时得到的能量 B.中子从铀块中通过时,一定发生链式反应 C.重核裂变释放出大量能量,产生明显的质量亏损,
(2)设与1 kg铀235相当的优质煤是m kg,则有:
m×2.94×107 J/kg=8.2×1013 J
m
8.21013 2.94107
kg=2.789×106 kg=2789 t
答案:(1)8.2×1013 J (2)2789 t
梯度练习 基础强化 1.关于裂变反应,下列说法中正确的是( ) A.用中子轰击铀核发生裂变,一定分裂为质量差不多的两块 B.铀核裂变为中等质量的原子核一定释放能量 C.铀核发生裂变时可能产生二､三或四部分 D.所有重核元素用中子轰击均能发生裂变反应 答案:BC
巩固练习2:已知一个铀235核裂变时能释放200 MeV的能量, 问1 kg铀完全裂变能释放多少能量?相当于多少吨燃烧值 为2.94×107 J/kg的煤所放出的能量?
解析:解答本题可按以下思维过程进行
一个铀235裂变释放的能量→1 kg铀的原子核数→1 kg铀235裂 变释放的能量→相当于x吨煤释放的能量
(1)1 kg铀235中含有的原子核数为:
×6.02×1023个=2.562×1024个 每1 个20 30 轴50 核裂变放出200 MeV的能量,则1 kg铀核裂变能释放
ΔE=2.562×1024×200 MeV=5.124×1026 MeV=5.124×1032×1.6×10-19 J=8.2×1013 J.
子.如果发生链式反应,铀块的体积必须大于等于临界体积,否 则中子穿过铀块时,可能不与铀核发生碰撞,从而反应不能 继续下去,故C选项正确,D选项错误.
答案:BC
巩固练习1:关于重核裂变,以下说法正确的是( ) A.重核裂变的能量等于它俘获中子时得到的能量 B.中子从铀块中通过时,一定发生链式反应 C.重核裂变释放出大量能量,产生明显的质量亏损,
(2)设与1 kg铀235相当的优质煤是m kg,则有:
m×2.94×107 J/kg=8.2×1013 J
m
8.21013 2.94107
kg=2.789×106 kg=2789 t
答案:(1)8.2×1013 J (2)2789 t
梯度练习 基础强化 1.关于裂变反应,下列说法中正确的是( ) A.用中子轰击铀核发生裂变,一定分裂为质量差不多的两块 B.铀核裂变为中等质量的原子核一定释放能量 C.铀核发生裂变时可能产生二､三或四部分 D.所有重核元素用中子轰击均能发生裂变反应 答案:BC
巩固练习2:已知一个铀235核裂变时能释放200 MeV的能量, 问1 kg铀完全裂变能释放多少能量?相当于多少吨燃烧值 为2.94×107 J/kg的煤所放出的能量?
解析:解答本题可按以下思维过程进行
一个铀235裂变释放的能量→1 kg铀的原子核数→1 kg铀235裂 变释放的能量→相当于x吨煤释放的能量
核反应及其应用之反应堆
No.8
核聚变（Nuclear fusion）
指由质量小的原子， 主要是指氘或氚，在 一定条件下（如超高 温和高压），发生原 子核互相聚合作用， 生成新的质量更重的 原子核，并伴随着巨 大的能量释放的一种 核反应形式。
2021年6月23日8时7分
No.9
核聚变的两大优点
核聚变能可为人类提供“取之不尽用之不竭”的能源。 地球上仅在海水中就有45万亿吨氘，1升海水中所含的 氘，经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出 的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂 变元素所能释出的全部核裂变能的1000万倍，可以说 是取之不竭的能源。至于氚，虽然自然界中不存在，但 靠中子同锂作用可以产生，而海水中也含有大量锂。
高温气冷堆的核燃料是富集度为90%以上(也有的高温气 冷堆采用中、低富集度)的二氧化铀或碳化铀。首先将二 氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球，其外部包裹 着热解碳涂层和碳化硅涂层.将这种包敷颗粒燃料与石墨 粉基体均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，经复杂的 工艺加工制成直径达60mm的球形燃料元件。由于每颗 包敷颗粒燃料小球有多层包壳，而且包敷颗粒燃料小球 间有石墨包围，所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。
在压水堆核电厂中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热， 随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产 生蒸汽。
2021年6月23日8时7分
No.15
压水堆优缺点
用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结 构紧凑，堆芯的功率密度大。
压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，加上轻水 的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设 周期短。
重水堆的功率密度低。由于重水慢化能力比轻水低，为了使裂变产生的快中 子得到充分的慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天 然铀等原因，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。
核反应堆结构与材料材料1共33页文档
铀在锆中的溶解度大（铀－锆合金 ） 熔点高，热导率高，便于轧制成型 铀－锆－2在高燃耗情况下辐照稳定性不好（西平港） 美国铀－锆－钚合金 可用于快中子增殖
2020/4/14
核科学与技术学院
15
金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
核科学与技术学院
16
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
2020/4/14
核科学与技术学院
10
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
2020/4/14
核科学与技术学院
11
核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
2020/4/14
核科学与技术学院
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
核科学与技术学院
16
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
2020/4/14
核科学与技术学院
10
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
2020/4/14
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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
2020/4/14
核反应堆中的裂变与聚变过程分析
核反应堆中的裂变与聚变过程分析核能作为一种高效的能源来源，被广泛应用于核反应堆中。
核反应堆中的核裂变与核聚变过程是实现核能利用的关键步骤。
本文将对核反应堆中的裂变与聚变过程进行分析和探讨。
首先，我们来详细了解一下核裂变过程。
核裂变是指一个原子核分裂为两个或多个较小的核碎片的过程。
在核反应堆中，通常采用的燃料是铀或钚等重原子核。
当这些原子核与中子发生碰撞时，原子核会吸收中子并变得不稳定。
不稳定的原子核随后会分裂成两个中等大小的核碎片，同时释放出大量的能量和多个中子。
核裂变过程主要具有三个特征：高能释放、连锁反应和中子释放。
首先，核裂变过程释放的能量非常巨大。
根据爱因斯坦的质能方程E=mc²，微小的质量差异可以转化为巨大的能量。
这就是为什么核反应堆能够产生如此高能量的原因。
其次，核裂变过程还具有连锁反应的特点。
分裂产生的中子可以再次与其他原子核发生碰撞并引发更多的裂变过程，这将导致反应不断扩大，产生更多的能量。
最后，核裂变过程还会释放中子。
这些中子可以通过控制材料的选择和堆芯结构的设计来维持反应的持续进行。
与核裂变不同，核聚变是指将两个或多个轻核聚变为一个较重的核的过程。
核聚变是太阳及其他恒星能量的主要来源。
在核反应堆中，核聚变通常采用氘氚燃料进行。
氘氚燃料是由氘和氚两种同位素组成的。
当氘和氚发生碰撞时，会形成一个氦核和一个高速中子，同时释放出巨大的能量。
核聚变过程的特点主要包括：高能输出、可持续性和环保性。
首先，核聚变过程释放的能量也非常巨大。
通过聚变反应，每克燃料可以释放比化石燃料高几百倍的能量。
此外，核聚变过程具有可持续性。
作为地球上最丰富的物质之一，氘和氚等聚变燃料的储量非常丰富，相比之下，铀等核裂变燃料的资源有限。
另外，核聚变过程是环保的。
相比于核裂变过程中产生的放射性废物，核聚变过程中产生的废物主要是稳定的氦核，对环境污染较小。
核反应堆中的裂变与聚变过程的应用各有优势。
核裂变主要应用于目前大规模商业化的核电站中，可以提供稳定的、高效的能源供应。
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3 铍，其密度较高，慢化能力良好，但中子吸收截 面较大，慢化比不如石墨高。由于具有脆性和毒性， 也限制其大量使用。存在明显的各向异性。受辐照 时，膨胀效应明显，力学性能方面，强度增加、延 展性降低。铍表面易氧化，在碱性液体中耐蚀性良 好。 制备过程： 1 绿柱石中提取BeO,先与多种矿石一起烧结并过滤， 加入碱液生成Be(OH)，煅烧制得BeO 2 用BeO反应制备BeF2，再Mg热还原制得Be颗粒， 并真空熔炼去除杂质。
其制备过程如下：
用溶胶－凝胶法或粉末冶金法制备芯核燃料；然后采用 化学气相沉积法制备热解涂层，以包覆燃料芯核；最后 用橡胶模、准冷等静压工艺制造燃料元件
高性能陶瓷燃料
1 碳化物燃料：一般指碳化铀、碳化钚、或铀钚 混合的碳化物。其芯块分为两种：由Na作为间隙传 热介质的高密度型（Na结合型）；He作为间隙传热 介质的低密度型（He结合型）。该化合物存在晶格 缺陷，易扩散的特点，主要通过碳等非金属组元发 生扩散现象。 在堆内，燃料的裂变气体肿胀由扩散机制控制；裂 变气体释放效率较高；Na结合型燃烧棒在辐照时稳 定性较好，但包壳材料易碳化，一般通过加入套管 进行预防。
第二部分 堆芯材料
堆芯材料包括除核燃料以外的所有构建核反应堆堆 芯的材料。按功能分，主要有燃烧棒外的包壳材料、 冷却材料、慢化材料和堆内构件材料
包壳材料：反应堆内紧贴燃料芯块的隔离部件，
应具有最低可能的热中子吸收截面。
按生产和使用的成熟程度排序，可选用的包壳材料 仅限于Al、Mg、Zr和Be等
1 Al合金，一般含有较多的Cu，少量Fe、Si、Mn、 Mg、Cr、Zn、Ti、Ni等元素，有1100、X8001 （MX8001）和6061等三种型号。受中子辐照时，易 硬化。在冷却水包围中，存在点腐蚀和均匀腐蚀； 在高热负荷条件下易氧化，主要腐蚀生成物为 Al2O3•H2O
包覆颗粒燃料：指包覆颗粒可弥散分布在石墨基体
内制成混合型燃料元件，是陶瓷型元件，可得到很高的 比功率，工作温度很高，燃耗很高。包覆燃料颗粒一般 由氧化铀、碳化铀或其可转化材料。包覆层有两种三层、 三种四层等设计方式 但存在以下问题：裂变气体形成的内压可引起燃烧颗粒 破损；温度梯度下，镀层颗粒内芯核将沿温度梯度方向 迁移；裂变产物可引起腐蚀
2 石墨，具有优越的核性质，大量用于生成堆和生 产发电两用堆。其热膨胀系数与金属小，经中子辐 照时弹性模量增加，其比热容在80－2800度之间较 稳定。 核反应堆石墨制造过程： 1 通常用石油焦、煤焦油沥青混合，热处理后高温 使其石墨化 2 为防止出现各向异性，选用各向同性的骨料颗粒， 采用二次焦技术和改进成形方法实现
2 轻水及其蒸汽。相对重水，轻水制备成本低廉。 易产生杂质溶解、材料腐蚀、化学作用等副作用。 在受中子辐照时，发生感生放射性和辐射分解。同 样实行纯度管理，具有严格的纯度标准要求。为了 抑制水的辐射分解，可加入适量氢（硼酸提供）， 同时加入适当LiOH进行酸碱平衡。对于轻水，其净 化技术采用机械过滤和离子交换法
其制备过程如下： 按比例配料－真空感应熔炼－石墨或铜模铸造－球 化处理，使UAl3转变为UAl4
2 高铀密度铝基弥散燃料，一般为U3Si－Al表示， 可增强颗粒与Al基体的相容性。其中U3Si可实现钚 在轻水堆中再循环，提高铀资源的利用率。通过共 磨或共转换方法得到粉末，再压制成型，烧结成芯 块。其优缺点与二氧化铀类似。
弥散型燃料：颗粒状燃料弥散在非
裂变基体材料中所构成的混合物燃料。颗粒可以是 铀合金和铀的混合物，基体为金属或石墨。
设计指标： 1 燃料装载量，可通过燃料芯体密度计算 2 燃料相体积分数 3 燃料芯体的空隙体积分数 4 基体未损伤体积分数
1 铀铝合金弥散燃料，一般以UAlx－Al表示。其热 膨胀主要受Al基体影响；经过冷热加工，强度提高、 塑性降低；具有很好的耐蚀性，辐照稳定性好，裂 变气体释放较缓慢
3 液态金属钠。具有熔点低、沸点高、比热容大和 导热性好等特点。特别是其密度低，能量损耗小， 与不锈钢及其他合金相容性好。但化学活性强，易 与氧、水等剧烈反应。也实行纯度管理，要求去除 其中的氧、碳、氢等有害杂质，利用钠净化装置控 制钠纯度。
慢化剂材料：其主要功能是降低由裂变产生的中
子的动能，以便于其易于被 裂变材料俘获而发生 核裂变并维持其链式反应。 其选材要求包括： 1 原子量要求，一般是原子量越小，中子慢化效果 越好； 2 慢化能量参数 s ； 3 热中子吸收截面，其越小，慢化效果越好 综合来看，氢（氘）、铍、碳（石墨）最佳
1 重水，是最好的慢化剂材料。须从天然水中把氢 水分离出去，因氢、氘的物化性能差异较大，可进 行同位素分离生产重水。主要有蒸馏法、化学交换 法以及电解法等。目前主要采用硫化氢－水双温交 换法、液态氢蒸馏法。其堆内辐射效应包括：a 辐 射能吸收，已知重水中某点gama射线和快中子能谱； b 辐射分解，易于氧、金属离子或有机物反应；c 感生放射性，主要由D2O的组成原子及杂质与中子 发生核反应所生成。
结构材料：主要限于核反应堆堆芯构件所用材料。
结构材料种类繁多，可交叉使用。如不锈钢既可在 堆芯用做快中子堆燃烧棒包壳，也可作为各类核反 应堆内（包括堆芯）构件材料、回路管道材料等。 重点介绍结构材料在堆芯的工作条件（如高的中子 注量、高的运行温度、冷却剂化学等）下的使用性 能。
1 锆-2.5铌合金，是比较实用的压力管材料，最先 使用的Zr-2铌合金在堆内长期使用存在氢化、氧化、 辐照蠕变、生长和力学性能降级等现象。通过升级 为锆-2.5铌合金，其吸氢量大大降低，但对延迟氢 化物开裂十分敏感，后者的生长和蠕变也得到控制。 为了保证安全运行，压力管应保留适当的韧性条件， 任何产生缺陷的机制都应使产生的裂纹在成为不稳 定（失效）前就具有可探测的泄露，称之为LBB验 证。
2 不锈钢，具有优越的耐蚀性、高强度以及良好的 应力腐蚀开裂抗力，需严格控制其组成与杂质影响， 严格控制Co、Ta、B、N、C的含量。按微观组织划 分，不锈钢一般分为奥氏体、铁素体和马氏体三类， 其中只有奥氏体不锈钢被用做反应堆的结构材料。 其受辐照时，有三种效应：a 生成He，形成氦碎现 象；b 产生位错堆积，即辐照硬化；c 产生空位可 聚集成三维空位团，使材料体积增大，即辐照肿胀 现象。 解决办法：1 严格控制B含量；2 冷加工增加位错 网络的密度；3 选择合适的中子注量
2 氮化物燃料：一般指氮化铀、氮化钚、或铀钚 混合的氮化物，相当于碳化物的代替物。其芯块分 类与碳化物一致。由于氮与碳都属于较轻非金属元 素，该化合物同样存在晶格缺陷，易扩散的特点， 主要通过氮组元发生扩散现象。 在堆内，相对碳化物燃料，其裂变产物形态很不一 样，裂变气体肿胀较小，裂变气体释放率较小；在 辐照时，采用带套管的Na结合型燃烧棒或He结合型 燃烧棒，其稳定性较好，不发生破损。
碳化物燃料芯块的制备过程如下：
1 制粉，一般通过金属与石墨粉直接反应，或者采用 碳热还原法生产。为保证不发生氧化，要求高真空 或者充入惰性气体保护。
2 芯块制备，在碳化物粉末中加入黏结剂和助烧剂 （如Ni），混合制粒后在高压下压制成形，低温下 用惰性气体去除黏结剂和润滑剂，升温烧结。如制 造低密度芯块，需粉末中加入造孔剂，烧结时温度 较高，时间较长
碳化物燃料芯块的制备过程如下：
1 制粉，与碳化物路线一致。 2 芯块制备，其路线可以与碳化物的一致。值得注意 的是， 其烧结活性很低，很难制备密度较高的芯 块。因此，需要在烧结坯块中加入痕量杂质（氧或 碳），以促进烧结效率。另一方法，采用直接压制 法，将铀钚的氧化物与炭黑或石墨粉混合并压制， 在氮气流中加热还原成氮化物，再压制成氮化物， 可避免产生粉尘，减少污染、降低成本。
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U－Cr合金，可细化晶粒，但存在肿胀； U－Mo合金，肿胀率较低，但存在中子注量上限； U－Zr合金，可抑制结构相变，对Zr需求量大； U－Al合金，辐照稳定性强，性价比高
5 U－Pu－Zr三元合金，其密度和导热率比金属铀低很 多，保证高增殖比、高输出功率和低燃料温度。硬 度与硬质钢接近，不易加工。随燃烧进行，加快肿 胀和产生裂变气体行为。
氧化物燃料类型
1 二氧化铀，熔点高，低温不存在相变，对大多数 反应堆冷却剂呈现化学惰性，与包壳材料相容性很 好。但易开裂、变形，释放裂变气体，降低燃烧棒 传热效率。受强烈辐照时，易产生缺陷
其制备过程如下： 先采集、化学转化、浓缩得到富铀－湿法或干法转 化得到UO2粉末－冷压或烧结形成芯块
2 铀钚混合氧化物，可实现钚在轻水堆中再循环， 提高铀资源的利用率。通过共磨或共转换方法得到 粉末，再压制成型，烧结成芯块。其优缺点与二氧 化铀类似。
4 其他慢化剂，有含氢密度高的金属氢化物、金属 氢氧化物和有机物等，实用的只有ZrH2，其慢化能 力良好，但中子吸收截面较小，热导率高、热稳定 性和辐照稳定性较好，与包壳材料相容性好。 其制备过程： 1 氢、锆在100摄氏度下直接反应，在氢气氛下冷 却而得 2 为了防止氢化脆裂，可讲氢化锆粉末用冶金法制 备构件。
其选材要求包括： 1 冷却能力强 2 在较低压力下可获得高温 3 易于靠自然循环排除余热 4 化学稳定性好 5 核性能良好
1 二氧化碳和氦。前者用于石墨和改进型气冷堆， 制备经济，可控性强、低温下化学活性弱；后者在 高温中化学活性依然较弱，适用于高温气冷堆，制 备较复杂、昂贵。具体讲，高温下CO2可与石墨反 应、促使钢材氧化。需要实行纯度管理，冷却剂都 有纯度标准要求，并要求去除其中混杂气体，如O2、 Cl2、水蒸气，以避免对堆芯材料的腐蚀
第六讲 核裂变反应堆材料
杨
亮
南京航空航天大学
压水堆核电站主要设备
对核反应堆材料的要求
A 低中子俘获截面 B 辐照稳定性 C 耐蚀性 D 相容性
核反应堆材料的分类
1 核燃料 U235,U233,Pu239 2 包壳材料 Al、Mg、Zr合金 3 中子吸收控制材料 硼10、镉、铪、铕等 4 慢化剂和反射层材料 如氢同位素、铍、碳 5 冷却剂材料 轻水、重水或液态气体 6 堆内构件材料 如6061铝合金 7 堆容器材料 如铝合金 8 回路管道材料 如304、316不锈钢 9 屏蔽材料 10 安全壳材料 带密封钢衬预应力混凝土