第二章--核反应堆材料
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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
核反应堆堆型及原料制备
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核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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来自汽轮机系统的给水进入反应堆容器后，沿堆芯
围筒和容器内壁之间的环形空间下降，在再循环泵
作用下进入堆下腔室，再折流向上流过堆芯，受热
并202部0/2/5分汽化。
核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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汽水混合物经汽水分离后，水沿环形空间下降，与给
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核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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• 冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14％（重量）被变成蒸 汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽—水分离器 和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只 好从堆芯下方插入。
• 典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、 燃料组件和控制棒等如下图所示（图1-2-15）。堆芯内共有 约800个燃料组件，每个组件为8×8正方排列、其中含有62 根燃料元件和2根空的中央棒（水棒）。沸水堆燃料棒束外 有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。 具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件盒的中 间。
水混合，通过喷射泵回入堆芯。 285℃饱和温度的汽
水混合物则经干燥器干燥后出堆，通往汽轮发电机，
做功发电。 2020/2/5
核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99.75％.汽轮机乏汽冷凝后经 净化、加热，经再循环泵被送回堆芯，形成闭式循环，堆内装 有数台内装式再循环泵。汽水分离器和汽轮机凝汽器返回的给 水由泵送回堆芯去再循环。
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汽水分离
汽水分离器和蒸汽干燥器设置在堆芯上方。 从堆芯流出的蒸汽和水的二相混合流体先经过 汽水分离器（轴流式离心分离器）以除去大部 分的水，分离出来的湿蒸汽再进入蒸汽干燥器 （具有许多叶片和沟槽的干燥器装置）以提高 蒸汽干度，然后通过管道直接进入汽轮机。
核聚变反应堆的材料科学研究
核聚变反应堆的材料科学研究在当今能源需求不断增长、传统能源面临诸多限制的背景下，核聚变作为一种几乎取之不尽、用之不竭的清洁能源，成为了科学界和工程界的研究热点。
然而，要实现可控核聚变并将其转化为实用的能源，面临着众多巨大的挑战，其中材料科学的研究是至关重要的一环。
核聚变反应发生在极高的温度和压力条件下，对反应堆内所使用的材料提出了极其苛刻的要求。
首先，材料需要能够承受高温环境，通常在数千万度甚至更高的温度下保持稳定的物理和化学性质。
在这样的高温下，大多数常规材料都会迅速熔化、气化甚至发生分解。
其次，材料还需要承受强大的中子辐照。
在核聚变反应中，会产生大量高能中子，这些中子会与材料中的原子发生碰撞，导致原子移位、产生缺陷，并引起材料的结构和性能发生变化。
长期的中子辐照可能会使材料变脆、失去强度，甚至出现放射性。
另外，核聚变反应堆内的材料还需要具备良好的导热性能。
快速将反应产生的热量导出，对于维持反应堆的稳定运行和防止局部过热至关重要。
同时，材料也需要具备良好的抗腐蚀性能，以应对复杂的化学环境。
在众多材料中，钨及其合金由于其高熔点、高强度和良好的抗中子辐照性能，成为了核聚变反应堆中面向等离子体部件的候选材料之一。
然而，钨在高温下容易脆化，并且其加工难度较大，这给实际应用带来了一定的困难。
科学家们正在通过改进制备工艺、添加合金元素等方法来改善钨材料的性能。
另一种备受关注的材料是碳化硅复合材料。
碳化硅具有良好的高温稳定性、导热性和抗辐照性能，同时其密度相对较低，有利于减轻反应堆的重量。
但碳化硅在高温下与氢气等气体的反应以及其复杂的制备工艺仍然是需要解决的问题。
除了上述材料，一些新型的高温超导材料也在研究之中。
这些超导材料在低温下能够实现零电阻，有助于提高磁场强度，从而更好地约束等离子体。
但超导材料的低温工作条件和复杂的冷却系统也带来了一系列技术挑战。
为了开发出适合核聚变反应堆的理想材料，科学家们采用了多种研究方法。
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
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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
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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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核科学与技术学院
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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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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
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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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第二章--核反应堆材料
核燃料分类
核燃料特点
1）金属型燃料： 金属铀的优点：铀的核密度高，导热性能好。缺点是燃料的工 作温度低化学活性强，在常温下也会与水起剧烈反应而产生氢气， 在空气中会氢化，粉末状态的铀易着火。在高温下只能与少数冷却 剂相容。
铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增加抗高 温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸收增加，需采用富 集铀。用于动力堆的只有铀-锆合金。 2）陶瓷型燃料： 二氧化铀优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照 下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性 好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。 主要缺点是导热性能差，燃料元件内径向温度梯度大，所产生的 热应力会使圆柱状的燃料芯块产生辐射状裂缝．同时晶粒的结构 也发生改变。
6）屏蔽材料
用于防止光子、中子和放射性射线或热辐射危害的材料，称 为屏蔽材料。它大量用在反应堆周围，以阻挡各种射线， 防止堆内中子和γ射线对人员的危害、设备的损伤和测试 信号的干扰等。 根据射线和物质相互作用的机制可知，原子序数大、密度高 的材料常用作屏蔽γ射线，如铅、铸铁和重混凝土等；原 子序数小，密度低的材料，如石墨、石蜡和轻水等常用作 屏蔽中子。 但对高能中子也常用重金属或不锈钢作屏蔽材料，利用它们 对高能中子的非弹性散射吸收中子能量。另外还常用硼、 三氧化二硼或碳化硼的形式与中子屏蔽材料组合使用，以 减少(n，γ)反应的放射源强度。
反应堆材料的性能应满足下列要求:
核性能 力学性能 化学性能 物理性能 辐照性能 工艺性能 经济性
1. 材料的辐照效应
辐照产生的晶体缺陷是引起材料性能变化的根源，由 于性能的变化直接关系到反应堆的安全和寿命，因而工程 上最关心的就是辐照效应。 来源：α 、β 粒子,γ 射线,中子和裂变碎片
《核反应堆热工分析》复习资料大全
《核反应堆热工分析》复习资料大全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.各种反应堆的差不多特点: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。
第二是工作压力能够降低。
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〔要紧由于D吸取中子截面远低于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 →239Pu239Pu + 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，而石墨吸取中子截面小。
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〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件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n238U + 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是爽朗金属，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•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
2核反应堆工程概论第二章
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二、中子核反应
2.2 非弹性散射 类似于弹性散射，但是靶核的能级状 态有所升高。碰撞后，中子的能量和运 动方向均有所改变。伴随着靶核的γ衰 变。高能中子与重核的散射反应主要是 非弹性散射。
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二、中子核反应
2.3 中子俘获反应 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获。靶核 的能级状态升高，因此通常伴随着β、γ衰 变。这类反应在反应堆中通常相当于损失中 子。反应堆中一般情况下不希望看到中子损 失。但是，通常是利用某些吸收中子能力很 强的材料来实现反应堆的控制。另外，某些 不裂变材料的靶核吸收中子后最终可以部分 地转化为可裂变材料(转化比与增殖比)，为人 工制造可裂变材料提供了途径：
238U
＋n → 232Th ＋ n →
→ 239Np → 239Pu 233Th → 233Pa → 233U
239U
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二、中子核反应
2.4 裂变反应 (1) 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后， 靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核）， 同时释放出2－3个中子和能量（结合能）。并 非所有的物质与中子作用都可以发生裂变。自 然界中存在的物质只有235U与中子作用可以发生 裂变反应。人工制造的裂变材料包括233U、 239Pu等。通过比较裂变临界能(Ecr)与靶核吸收 一个中子所释放的结合能(Eb)来认定易裂变核 素(如235U)与可裂变核素(如238U)。
ci371010bq12原子核内核子间的作用力13结合能与比结合能原子核的质量比组成它的核子的总质量小表明由自由核子结合而成原子核的时候有能量释放出来这种由自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合比结合能曲线
核能技术设计研究院
第二章：核物理基础
核反应堆工程概论
第二章：核物理基础
二、中子核反应
2.2 非弹性散射 类似于弹性散射，但是靶核的能级状 态有所升高。碰撞后，中子的能量和运 动方向均有所改变。伴随着靶核的γ衰 变。高能中子与重核的散射反应主要是 非弹性散射。
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二、中子核反应
2.3 中子俘获反应 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获。靶核 的能级状态升高，因此通常伴随着β、γ衰 变。这类反应在反应堆中通常相当于损失中 子。反应堆中一般情况下不希望看到中子损 失。但是，通常是利用某些吸收中子能力很 强的材料来实现反应堆的控制。另外，某些 不裂变材料的靶核吸收中子后最终可以部分 地转化为可裂变材料(转化比与增殖比)，为人 工制造可裂变材料提供了途径：
238U
＋n → 232Th ＋ n →
→ 239Np → 239Pu 233Th → 233Pa → 233U
239U
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二、中子核反应
2.4 裂变反应 (1) 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后， 靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核）， 同时释放出2－3个中子和能量（结合能）。并 非所有的物质与中子作用都可以发生裂变。自 然界中存在的物质只有235U与中子作用可以发生 裂变反应。人工制造的裂变材料包括233U、 239Pu等。通过比较裂变临界能(Ecr)与靶核吸收 一个中子所释放的结合能(Eb)来认定易裂变核 素(如235U)与可裂变核素(如238U)。
ci371010bq12原子核内核子间的作用力13结合能与比结合能原子核的质量比组成它的核子的总质量小表明由自由核子结合而成原子核的时候有能量释放出来这种由自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合比结合能曲线
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第二章：核物理基础
核反应堆工程概论
第二章：核物理基础
核反应堆结构-2
❖ 堆容器支承结构设计:
在正常运行工况及事故工况(地震、一回路管道破裂 事故)下能承受对其施加的载荷;
允许支承结构本身、反应堆容器及接管都可以自由 地热膨胀，但由于支承导向板的作用，阻止了容器 及接管的横向移动。
❖ 支承环安装在反应堆堆坑顶部附近的托座上。
❖ 支承环是一个环形梁结构，由两个水平的厚法兰和 两块立式的腹板组成。在环形梁上焊了六个径向定 位止挡块．这些径向定位止挡块在埋入混凝土内的 两个止推支座之间将加以调整．这种结构的特点是 当出现水平载荷时，仍能支承压力容器。
❖ 支承结构冷却：压力容器支承结构采用强制通风循 环进行冷却，从而使支承环下法兰的温度维持在混 凝土能承受的温度值之内。
辐照防护：在反应堆运 行过程中，压力容器受 到强烈的中子辐照，辐 照效应将压力容器材料 的无塑性转变温度升高， 因此，为了减弱中子对 压力容器的辐照，特在 堆内结构中设置了热屏 蔽，堆运行过程中不应 使压力容器在其材料的 无塑性转变温度以下工 作。
❖ 堆容器本体从上而下由一只上法兰、一个密 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。
❖ 上法兰
在法兰上，为装58只锁紧螺栓钻有58个未穿透的螺 纹孔；
与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支承面。反应堆容ห้องสมุดไป่ตู้器的密封由两个特殊设计的、连在顶盖法兰上的O 形密封环来保证;
❖ 压水堆压力容器选材情况
当前压水堆压力容器普遍选用的是低合金钢；主要 是锰—钼系列，这种钢具有良好的导热性(是不锈钢 的三倍)，因而在温度变化时热应力较小；很好的可 焊性；具有良好的抗辐照脆化能力，便于加工，成 本较低。
目前，美国广泛采用SA508-Ⅲ合金钢作锻件， SA533B-1合金钢作板材。这些钢是美国反应堆容 器所用的主要材料，法国的钢种与美国用的SA508Ⅲ级相似。大亚湾核电厂反应堆容器材料成分为： 碳<0.25％，添加少量的合金元素为锰1.15~1.5％，
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4）反应堆回路材料
要求： 抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强； 基体组织稳定、夹杂物少，具有足够的强度、 塑性和热强性； 铸造和焊接性能好，生产工艺成熟； 成本低，有类似工况的使用经验；
应用
沸水堆多采用AISI304不锈钢， 压水堆早期曾采用304或316无缝钢管。现在多采用含有少量δ铁素体的 AISI 316离心铸造管。 快堆一回路管道多用316不锈钢，二回路管道采用304或316不锈钢。 CANDU重水堆的回路管道也是采用奥氏体不锈钢。
7）安全壳材料
安全壳的体积很大，直径约为40m，高60m左右。内 层的钢密封衬是在现场组装和焊接的，焊前无法预热、焊 后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强 度高、塑韧性大。 安全壳材料多采用碳锰钢，如A516，16Mn和15MnNi 63钢 等。当壳体厚度超过38mm时，为了提高淬透性，改善强度 和韧性以及焊接性能，需采用低合金高强度钢A537或A387。
钠
气 体
5.结构材料
包括：燃料包壳材料、堆内构件材料、反应堆压力容器材料、 反应堆回路材料、蒸汽发生器材料、屏蔽材料和安全 壳材料。
几种结构材料
• • • • • •
a. 铝、镁及其合金 b. 锆合金 c. 不锈钢 d. 镍基合金 e. 碳钢 f. 混凝土
1）包壳材料 要求： 热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短； 强度高、塑韧性好，抗腐蚀性强、对晶间腐蚀、应力腐蚀 和吸氢不敏感； 热强性、热稳定性和抗辐照性能好； 导热率高、热膨胀系数小，与燃料和冷却剂相容性好； 易加工、便于焊接和成本低廉。 适宜作包壳用的材料主要有：铝及铝合金、镁合金、锆合金和 奥氏体不锈钢以及高密度热解碳等。
3）堆内压力容器材料
要求： 强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂 相容性好； 纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定； 容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大； 成本低，高温高压下使用经验丰富等。 应用 轻水动力堆压力容器早期曾采用A212B锅炉钢，但为 了提高强度、增大淬透性和改善焊接性能以及随着堆功率 增大等原因，它又经历了A 212B(板材)—A302 B(板材)—A 533B(板材)—A5082 (锻材)—A5083 (锻材)的发展过程。目 前国内外广泛采用A5083钢。
碳化铀的优点：高温下化学稳定性好；热导率比二氧 化铀大许多倍，因此在相当高的比功率下也不致造成 中心熔化；它的理论密度较高(13．63g／cm3)。因而 每单位体积中含铀量比二氧化铀多。缺点是容易和水 及蒸汽发生反应；包容裂变气体的能力不如二氧化铀， 因此在高温下肿胀率大。 氮化铀燃料的优点：抗辐照、抗高温蠕变能力强； 热导率高，和碳化铀相当；含铀密度比二氧化铀、碳 化铀都高；在空气中不发生明显的腐蚀；用作快堆构 料时增殖比大于二氧化铀燃料。 尤其是成分为(U0.8Pu0.2)N混合氮化物，与包壳的 相容性好，肿胀较低。但高温下容易分解，所以，中 心温度必须小于1250℃。此外，氮对中子的有害吸 收较氧和碳大，使燃料循环成本增加。
4. 冷却剂材料
冷却剂材料要求
中子吸收和感生放射性小； 高的沸点和低的熔点； 高的比热，唧送功率低； 热导率大； 有良好的热和辐照稳定性； 和系统其他材料相容性好； 价格便宜。
常用冷却剂
水
重 水
水作为冷却剂和慢化剂 沸点低、存在沸腾临界、在 主要应用于轻水堆 高温下有腐蚀作用
2）堆内结构材料
功能：
支撑燃料组件以及它们的精确定位； 为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督提供支撑和导向； 合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量等。 要求： (1)强度高、塑韧性大、高温性能好； (2)中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性； (3)抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好； (4)热膨胀系数小，导热性能好； (5)易加工、成本低。 PWR的堆内构件用材主要是奥氏体不锈钢，部分材料采 用镍基合金。
重水慢化堆采用重水作 价格昂贵 冷却剂的好处是可以减 少核燃料的装载量或降 低核燃料的浓缩度 钠作为冷却剂主要应用 钠水剧烈反应、温度梯度质 于快中子堆。 量迁移、金属的扩散结合、 存在由反应性正空泡效应引 起的控制和安全问题。 气体作为冷却剂主要应 因运行压力和流量大而消耗 用于气冷堆 功率大、价格昂贵、泄漏应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的，而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高； (2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗； (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力； (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
热中子
吸收
激发的复核
反冲核
由于(n,p) (n, α)反 应产生杂质原子 位移原子 （间隙原子和空穴）
γ射线 电离和电子激发
(n,p)
快中子
(n, α)
反冲核
射程结束
位移峰
（3）裂变碎片
裂变碎片带有大部分裂变所释放的能量，因此它 也使原子发生位移。且由于它的射程短，所以原子位 移只发生在发生裂变附近极小的区域出现，所形成的 位移峰效应和快中子相似。
此外，对固体慢化剂还要求结构强度高，抗腐蚀 性能好，易于加工。对液体慢化剂要求不腐蚀结构材 料，熔点在室温以下，高温时具有低的蒸汽压。
分类：
固体：石墨、铍及氧化铍等 慢化剂 普通水 液体重水
1）石墨 石墨分为天然石墨和人造石墨两种。 天然石墨: 天然石墨是一种非金属矿物。 按其结晶的形状分 两种：形状呈颗粒状的叫致密土状石墨; 形状呈鱼鳞片的叫鳞片 状石墨。我国的石墨资源以鳞片状石墨矿为主。 人造石墨: 人造石墨是以无烟煤、 焦碳、 沥青等原料， 经过 煅烧、 粉碎、 筛分、 成型、 石墨化等工艺过程而制成的产品。 反应堆用石墨的要求： 纯度高； 密度高； 石墨化程度高。
5）蒸汽发生器材料
传热管材料要求： 热强性、热稳定性和焊接性能好； 基体组织稳定，导热率高、热膨胀系数小； 抗均匀腐蚀和抗局部腐蚀能力强； 具有足够的塑性和韧性。以便适应弯管、胀管的 加工和抗振动。
应用
压水堆蒸汽发生器的传热管早期曾采用过18-8型不锈 钢并满意地使用了三年多。但因奥氏体不锈钢对应力腐蚀 敏感，后被耐热、耐蚀合金因科镍—600(Inconel-600)所 代替。
• 3）弥散型燃料：
• 弥散型燃料是由二氧化铀或碳化铀等陶瓷燃料颗粒， 依所需的物理性质弥散在金属、非金属或陶瓷基体上所组 成。其优点是能比合金燃料承受更高的燃耗。弥散型燃料 的基体应具有较小的中子吸收截面。 • 在制作过程中应使燃料颗粒足够分散，这样，裂变碎 片造成的辐照损伤区不会发生重叠，从而使燃料元件能在 较高的燃耗下个发生明显的肿胀。 • 弥散型燃料的各种性质与基体材料类似，通常具有较 高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀。但由于弥散型燃料 中基体材料所占的百分比大，燃料颗粒弥散后会受到稀释， 故必须采用富集铀。
（1）带电粒子和γ射线
β粒子、 γ射线通过物质时会引起电离或电子激发，即它 们仅扰动物质中原子和电子。由于β射线的射程短，因此电离 主要是由于γ射线的影响。电离作用使化合物的化学键破坏而 分解成单体。由于α粒子在物质中射程较短，在热中子反应堆 中，它们并不重要，暂不讨论。
（2）中子
在反应堆中，中子是引起材料辐照损伤的重要原因， 中子进入物质后与原子发生碰撞，并把大量能量传递给原 子，被碰撞的原子离开原来晶体点阵中的平衡位置，成为 间隙原子，并留下一个相应的空穴。这样或多或少都会在 晶体中造成永久的缺陷，从而引起材料物理化学性质的永 久性质的变化。
Harbin Engineering University
核科学与技术学院
《核反应堆工程设计》
主要内容
1. 材料的辐照效应 2. 核燃料 3. 慢化剂材料 4. 冷却剂材料 5. 结构材料 6. 控制材料
前言
反应堆材料在核电站中的作用和地位是十分重要的：
1.反应堆安全的重点是防止堆内放射性物质外逸； 2.核电厂的可靠性和经济性也与材料密切相关； 3.反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命也有密切的关 系； 4.反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系列化、商品 化和改进与发展都起着重要的先导作用。 核动力设备的材料必须按照其使用条件合理选用，必须符合 国家制定的相应规范和标准
常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土 元素。
镉 • 镉具有很高的热中子吸收截面，而且价格也够便宜，但由于熔 点低，在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降，因此只能 用于低温的研究性反应堆中。 银 -铟 -镉 • 把热中子吸收截面打的铟、银制成合金，具有很强的中子吸收 能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工， 有足够的强度，但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 硼 • 热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两 种同位素——硼-10和硼-11，吸收中子主要依靠硼-10。所以把 材料中的硼-10富集可提高控制效率。 • 其缺点是吸收中子后产生氦气，产生的氦气会使材料体积膨胀， 尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。 • 硼的应用：将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控 棒或装配成棒束型控制棒；在压水堆中用作化学补偿控制;补偿 反应堆剩余反应性。
反应堆材料的性能应满足下列要求:
核性能 力学性能 化学性能 物理性能 辐照性能 工艺性能 经济性
1. 材料的辐照效应
辐照产生的晶体缺陷是引起材料性能变化的根源，由 于性能的变化直接关系到反应堆的安全和寿命，因而工程 上最关心的就是辐照效应。 来源：α 、β 粒子,γ 射线,中子和裂变碎片
6. 控制材料
控制材料是实现反应堆的可调功能的材料，其特点 是中子吸收截面大，对反应推的正反应性有抑制、释放和 调节的作用。 控制材料要求 能有效地吸收中子外，能抗腐蚀； 在运行的温度和辐照条件下具有化学和尺寸稳定性； 有足够的机械强度； 有良好的热传导性以把吸收中子反应所产生的热量导 出； 价廉易得，容易加工。