燃料元件的辐照特性
核燃料循环PPT课件
第五章 核素图和同位素手册
FWHM（60）： 峰康比：64：1 相对效率（60） ：40％
图3 HPGe谱仪60Co能谱图
第五章 核素图和同位素手册
图4 14C标准溶液的液闪谱 图5 90Sr-90Y样品的液闪谱
第五章 核素图和同位素手册
图6 纯化后239Pu 谱图
第五章 核素图和同位素手册
❖ 核燃料循环
核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中燃烧及以后的处理的整 个过程称为核燃料循环。这个过程包括：铀（钍）资源开发、矿 石加工冶炼、铀同位素分离和燃料加工制造，燃料在反应堆中使 用，乏燃料后处理和核废物处理、处置等三大部分。也有一些国 家考虑对乏燃料不进行后处理，或暂不考虑后处理。因此，前者 为闭式核燃料循环（图1-1），后者为开式核燃料循环或一次通过 式核燃料循环（图1-2）。
于1） G3 增殖堆（核燃料转换比大于1）
H．新堆 型开 发阶 段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范（验证）堆
I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分
I．结构型 式
I2 钠冷快堆，有池式与回路式之分 I3 高温气冷堆，有球床式与柱床式之分 I4 轻水型研究试验堆，有游泳池式、水罐式与
池内罐式之分
479.5 187W 510.6 & 511.0
1460.8 40K
650
600
550
536.7 184Ta 551.5 187W 567.2 583.2 610.5 615.3 618.4 187W 625.5 187W
654.9
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2
热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法
热堆制备低放射性233U 的钍铀转换方法朱养妮,长孙永刚,郭和伟,王立鹏,张信一(西北核技术研究所,西安710024;强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室,西安710024)摘 要:233U 比235U 具有更好的燃料特性,是具有潜在重要应用价值的核燃料,但直接使用钍铀或钍钚混合燃料在堆中辐照得到的233U ,含有大量的232U 及234U ,放射性较强,难以像235U 一样作为常规核燃料使用㊂基于低放射性233U 的制备需求,本文分析了232T h -233U 转化中U同位素杂质232U 及234U 的产生途径,采用可有效减少232U 生成的热堆辐照思路,研究了热堆制备低放射性233U 的辐照工艺㊂利用M C N P 程序对232T h 样品在西安脉冲堆堆内辐照过程进行建模,分析了辐照时间㊁冷却时间㊁多个 辐照冷却 周期法辐照及中间产物230T h 对辐照产物的影响,给出了西安脉冲堆制备低放射性233U 辐照工艺㊂研究结果表明,本文制备的低放射性233U 产品中233U 的质量分数为10-5量级,232U ㊁234U 与233U 的质量比分别小于10-6和10-3,符合低放射性233U 指标要求㊂关键词:低放射性233U ;热堆;钍铀转化;西安脉冲堆;辐照工艺;中图分类号:T L 249 文献标志码:A D O I :10.12061/j.i s s n .20956223.2020.040203C o n v e r s i o n M e t h o d o f T h t o U f o r P r e pa r a t i o n o f L o w R a d i a t i o n 233U i n T h e r m a l R e a c t o rZ HU Y a n g -n i Z H A N G S U N Y o n g -g a n g G U O H e -w e i WA N G L i -p e n g Z H A N G X i n -yi N o r t h w e s t I n s t i t u t e o f N u c l e a r T e c h n o l o g yX i a n 710024 C h i n a S t a t e K e y L a b o r a t o r y of I n t e n s e P u l s e d R a d i a t i o n S i m u l a t i o n a n d E f f e c t X i a n 710024 C h i n a 收稿日期:20200316;修回日期:20201008作者简介:朱养妮(1978- ),女,陕西蓝田人,助理研究员,硕士,主要从事反应堆运行与安全研究㊂E -m a i l :z h u y a n gn i @n i n t .a c .c n A b s t r a c t 233U h a s a b e t t e r f i s s i o n c h a r a c t e r i s t i c t h a n235U a n d i t i s a p o t e n t i a l l y i m po r t a n t n u c l e a r f u e l B a s e d o n t h e p r e p a r a t i o n r e qu i r e m e n t o f l o w r a d i a t i o n 233U i r r a d i a t i o n p r o c e s s t h e pr o d u c t i o n p a t h o f i s o t o p e i m p u r i t y of 232U a n d234U i n t h e c o n v e r s i o n o f232T h t o233U i s a n a l yz e d T h e i r r a d i a t i o n p r o c e s s o f 232T h s a m p l e s o n X i a n P u l s e d R e a c t o r i s m o d e l e d b y u s i n g MC N P c o d e T h e e f f e c t s o f i r r a d i a t i o n t i m e c o o l i n g t i m e t h e m u l t i p l e i r r a d i a t i o n -c o o l i n g c yc l e s a nd 230T h o n t h e i r r a d i a t e d p r o d u c t s a r e a n a l yz e d A l o w r a d i a t i o n 233U i r r a d i a t i o n p r o c e s s o n X ia n P u l s e d R e a c t o r i s g i v e n T h e r e s u l t s s h o w e d t h a t t h e m a s s o f l o w r a d i a t i o n233U i s 10-5t h e m a s s r a t i o s o f232U 234U t o233U a r e b e l o w 10-6a n d 10-3r e s p e c t i v e l y w h i l e t h e pr o d u c t m e e t s t h e l o w r a d i a t i o n 233U s t a n d a r dK e yw o r d s l o w r a d i a t i o n 233U t h e r m a l r e a c t o r 232T h -233U c o n v e r s i o n X ia n P u l s e R e a c t o r i r r a d i a t i o n p r o c e s s目前发现的易裂变核素有233U ㊁235U 和239P u3种,235U 和239P u 已获得实际使用㊂从中子裂变截面分析,233U 的热中子裂变截面为521b ,比235U 的564b略小,但其快中子裂变截面为746b ,是235U 269b的2.77倍,说明其具有更好的快中子裂变特性;233U 裂变时释放的有效中子数要高于235U1-302040第11卷第4期2020年12月现代应用物理MO D E R N A P P L I E D P H Y S I C SV o l .11,N o .4D e c .2020和239P u;纯233U的无反射层临界质量为15k g,比钚略大,只有纯235U的三分之一㊂由此可知,233U 比235U具有更好的核燃料特性[14]㊂自然界没有天然的233U,可以通过增殖途径将钍转换成233U㊂我国钍资源较为丰富,位居世界第二[5],在天然钍中,232T h的同位素丰度接近100%,直接使用钍铀或钍钚混合作为核燃料在反应堆中辐照生产233U,将产生大量的232U㊁234U等铀同位素,如在先进多循环钍燃料反应堆中生产的233U产品中,232U的质量分数可达到5ˑ10-3㊂232U,233U这些铀同位素及子体γ射线放射性高,是影响233U生产及应用的关键因素之一[68],不仅给233U燃料的加工㊁储存㊁运输㊁后处理㊁最终的安全处置及燃料的再加工带来困难,而且增加了辐射防护的难度和处理成本[9]㊂因此,开展低放射性233U制备研究,加强钍的开发利用,对裂变能应用的持续发展有重要意义㊂本文分析了钍铀转化中232U㊁234U的产生途径,应用可有效减少232U生成的热堆钍铀转化思路[1011],分析了辐照时间㊁冷却时间㊁多个 辐照冷却 周期法辐照及230T h杂质对辐照产物的影响,结合低放射性233U产品中U同位素杂质含量限值,给出了西安脉冲堆辐照232T h制备低放射性233U的工艺路线㊂1反应堆辐照232T h制备233U产品中的U同位素杂质分析钍铀转化过程的基本原理较为清晰,图1为中子辐照232T h生产233U的主要反应过程示意图㊂由图1可见,天然钍(232T h的天然丰度为100%)在反应堆中进行辐照,发生(n,γ)反应生成233T h,再经过2次β-衰变生成233U,中间产物主要是233T h和233P a ㊂图1中子辐照232T h生产233U的主要反应过程F i g.1T h e m a i n r e a c t i o n o f232T h233Uc o n v e r s i o n i r r ad i a te d b y n e u t r o n1.1232U产生途径利用天然钍得到233U的过程中,产生232U的途径有:1)233P a经辐照生成232U图2为233P a和233U经辐照生成232U的反应过程示意图㊂由图2可见,中间产物233P a有2种方式生成232U:一是233P a发生(n,2n)反应生成232P a,再发生β-衰变成为232U;二是233P a经过β-衰变成为233U,再与中子发生(n,2n)反应生成232U㊂另外,233U亦可与中子发生(n,2n)反应直接生成232U ㊂图2233P a和233U经辐照生成232U的反应过程F i g.2T h e m a i n r e a c t i o n o f232U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f233P a a n d233U2)232T h经辐照生成232U图3为232T h经辐照生成232U的反应过程示意图㊂由图3可见,232T h在反应堆中,发生(n,2n)反应生成231T h,231T h发生β-衰变成为231P a,231P a再发生(n,γ)反应生成232P a,232P a再发生β-衰变成为232U ㊂图3232T h经辐照生成232U的反应过程F i g.3T h e m a i n r e a c t i o n o f232U p r o d u c e d b y i r r a d i a t i o n o f232T h3)230T h经辐照生成232U图4为230T h经辐照生成232U的反应过程㊂由图4可见,230T h在反应堆中发生(n,γ)反应生成231T h,231T h发生β-衰变成为231P a,231P a发生(n,γ)反应生成232P a,232P a发生β-衰变成为232U ㊂图4230T h经辐照生成232U的反应过程F i g.4T h e m a i n r e a c t i o n o f232U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f230T h2-302040朱养妮等:热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法第4期由上述232U 的产生途径可知,除由230T h 产生的232U 外,其他2条途径均需要发生(n ,2n )㊁(n ,γ)两种反应㊂由此可知,当中子注量率一定时,产生较大量232U 的根本原因有2个:一是(n ,2n)反应的阈值约为6.5M e V [9],快中子份额较大,会导致(n ,2n )反应的概率增加,;二是较长的辐照时间及冷却时间㊂为减少232U 的生成,针对第1条原因,可采用热堆辐照232T h 来制备233U ,将辐照中子能量控制在(n ,2n )反应道阈值以下,尽量减小(n ,2n )反应的概率;针对第2条原因,应控制合理的辐照和冷却时间㊂1.2234U 产生途径利用天然钍辐照制备233U 的过程中,产生234U 的途径有:1)233T h 经辐照生成234U 233T h 是钍铀转化的主要中间产物,图5为233T h 经辐照生成234U 的主要反应过程示意图㊂由图5可见,233T h 发生(n ,γ)反应产生234T h ,234T h 发生β-衰变生成234m P a ,234m P a 经β-衰变为234U㊂图5233T h 经辐照生成234U 的反应过程F i g .5T h e m a i n r e a c t i o n o f 234U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f 233T h 2)233P a 经辐照生成234U 233P a 是钍铀转化的主要中间产物,图6为233P a经辐照生成234U 的主要反应过程示意图㊂由图6可见,233P a 发生(n ,γ)反应生成234P a ,234P a 经β-衰变产生234U ㊂图6233P a 经辐照生成234U 的反应过程F i g .6T h e m a i n r e a c t i o n o f 234U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f 233P a 3)233U 经辐照生成234U 图7为233U 经辐照生成234U 的反应过程示意图㊂由图7可见,在反应堆中,233U 可发生(n ,γ)反应直接生成234U ,反应截面为46b㊂图7233U 经辐照生成234U 的反应过程F i g .7T h e m a i n r e a c t i o n o f 234U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f 233U 综上,3条产生234U 的途径均需要发生(n ,γ)反应,所以,产生较大量234U 的根本原因为较大的中子注量率及较长的辐照时间㊂为减少234U 的产生,应合理控制辐照时间㊂1.3低放射性233U 的定义G B 18871-2002中规定:职业照射吸收剂量限值为20m S v ㊃a -1㊂假设工作人员在1m 处操作40g 含有杂质的233U 燃料,其中,232U 质量分数为1ˑ10-6,234U 质量分数为1ˑ10-2,每年工作200个工作日,每天工作8h ,年有效吸收剂量低于职业照射吸收剂量限值㊂因此,设定232U 与233U 的质量比小于1ˑ10-6㊁234U 与233U 的质量比小于1ˑ10-2的233U 产品为低放射性233U [12]㊂2西安脉冲堆辐照232T h 制备233U 工艺图8为西安脉冲堆堆芯示意图,西安脉冲堆是游泳池式热堆,采用粗棒燃料元件,可用于辐照样品的堆内辐照位置主要有垂直孔道和跑兔系统,垂直孔道位于堆芯中部,跑兔系统位于堆芯外圈㊂图8西安脉冲堆堆芯示意图F i g .8S c h e m a t i c m a p of t h e c o r e o n X i a n P u l s e d R e a c t o r 3-302040第11卷现 代 应 用 物 理本文采用M C N P软件,对西安脉冲堆堆芯进行精确建模,计算并给出了垂直孔道和跑兔系统的中子注量率φ随中子能量E的变化关系,如图9所示㊂由图9可见垂直孔道与跑兔系统的热中子注量率之比约为3.4㊂图9西安脉冲堆垂直孔道和跑兔系统的中子注量率φ随中子能量E的变化F i g.9φo f v e r t i c a l d u c t a n d r u n n i n g r a b b i ts y s t e m o n X i a n P u l s e d R e a c t o r v s.E以样品放置在跑兔系统位置为例,采用M C N P 程序对热堆辐照232T h样品时,辐照时间㊁冷却时间㊁周期法辐照及230T h杂质对232U,233U,234U产额的影响规律进行理论分析㊂232T h辐照样品(简称靶件)为钍金属球,232T h质量分数为99.99%,钍金属球密度为11.7g㊃c m-3,质量为1g,外侧包裹1层1m m厚的纯铝包壳㊂2.1辐照时间对U同位素产额的影响靶件在堆内经过一定时间辐照,进行500d充分冷却,靶件内U同位素的产额Y随辐照时间t的变化关系,如图10所示㊂图10U同位素产额随辐照时间的变化F i g.10U i s o t o p e y i e l d v s.r a d i a t i o n t i m e由图10可见,随着辐照时间的增加, 232U,233U,234U的产额均呈上升趋势,由于各核素均为级联反应或多反应道产出,产额随辐照时间的变化并非标准的指数增长规律,而是基本符合指数增长规律㊂当辐照时间为600d时,233U的产额可达到1.05ˑ10-2㊂232U,234U与233U的质量比随辐照时间的变化关系,如图11所示㊂图11232U,234U与233U的质量比随辐照时间变化F i g.11M a s s r a t i o o f m(232U)ʒm(233U)a n dm(234U)ʒm(233U)v s.r a d i a t i o n t i m e由图11可见,232U,234U与233U的质量比随辐照时间增加而增加㊂这是由于232U,234U是由中间产物作为母核产出的,在辐照过程中,母核不断积累,生成232U,234U的量和母核数成正比,所以,232U㊁234U 与233U的质量比随辐照时间增加而增加㊂经计算,辐照时间为600d时,靶件内232U与233U的质量比为3.8ˑ10-5,高于低放射性233U产品的限值条件㊂考虑到实际靶件中会含有增加232U产出的230T h 杂质及其他干扰因素,计算中,将靶件中232U与233U 的质量比值限定在1.0ˑ10-7㊂由图11可见,靶件内234U与233U的质量比远低于限值;232U与233U的质量比随辐照时间增加而增加较快,在辐照时间约为1d时,该比值将超出限值,因而,232U与233U的质量比是确定辐照工艺的关键因素㊂2.2冷却时间对U同位素产额的影响233U主要经233P a衰变而来,233P a半衰期约为27d,理论上,可选择冷却时间t c为其半衰期的5倍以上㊂本文设定靶件辐照时间为1.08d,计算比较了冷却时间为150,204,258d时,U同位素产额及232U,234U与233U的质量比,结果如表1所列㊂由表1可见,冷却时间从150d增加到258d,233U 产额仅增加1.77%,U同位素杂质产额基本不变㊂由于233U产额的微量增加,232U,234U与233U的质量比略有下降㊂因此,选定冷却时间为150d是合适的㊂由表1可见,232U与233U的质量比为9.04ˑ10-8,小于限值1.0ˑ10-7,且233U在1g钍靶件中的质量为2.82ˑ10-5g,可进行化学提纯㊂4-302040朱养妮等:热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法第4期表1232T h 靶件内的U 同位素产额及质量比T a b .1U i s o t o pe y i e l d i n t h e 232T h t a r ge t t c /d Y232U234U233Um (232U )ʒm (233U )m (234U )ʒm (233U )03.47ˑ10-132.65ˑ10-93.79ˑ10-79.16ˑ10-76.99ˑ10-31502.55ˑ10-122.65ˑ10-92.82ˑ10-59.04ˑ10-89.40ˑ10-52042.55ˑ10-122.65ˑ10-92.86ˑ10-58.92ˑ10-89.27ˑ10-52582.55ˑ10-122.65ˑ10-92.87ˑ10-58.89ˑ10-89.23ˑ10-52.3周期法辐照对U 同位素产量的影响233P a 在反应堆中会发生(n ,γ)㊁(n ,2n )反应而消耗,其主要的反应过程如图12所示㊂因此,经过一段时间辐照后进行冷却,可阻断233P a 因辐照产生的消耗,让靶件中233P a 充分衰变为233U ,增加钍铀转化率㊂图12233P a 主要反应过程F i g .12T h e m a i n r e a c t i o n o f 233P a b y ne u t r o n i r r a d i a t i o n 多个 辐照冷却 周期法辐照是将样品在堆内辐照一段时间,充分冷却,然后再辐照再冷却并依次往复㊂根据2.1节㊁2.2节计算结果,周期法辐照总辐照时间设定为1.08d ,冷却时间每次为150d,辐照周期分别为1,2,4,6,12㊂以6个辐照周期为例,辐照工艺为:每个辐照周期中辐照时间为0.18d ,冷却时间为150d,重复6次㊂中间产物233T h 和233P a 及U 同位素的产额随总时间t t o t 的变化关系,如图13和图14所示㊂由图13可见,中间产物233T h 在每个周期内产额相当,因其半衰期只有21.8m i n ,故每次在150d 的冷却之后消失殆尽;中间产物233P a 在每个周期内的产额也基本相同,150d 的冷却之后233P a 仅剩不足3%㊂由图14可见,随着总时间增加,U 同位素产额均呈上涨趋势㊂232U ,233U 产额的增加主要来自于冷却时间内的核素衰变,辐照时段的直接增加量较小;而234U 产额仅在辐照时上涨,冷却时间对234U 产额的增加影响较小㊂辐照周期对U 同位素产额的影响如表2所列㊂辐照周期虽然增加了233U 的产额,但增幅并不大,12个周期辐照,233U 的产额比单次辐照仅增加了15%,考虑到多付出的1650d 的时间成本,认为并不经济㊂同时,与单次辐照相比,多个周期辐照使232U 与233U 的质量比略有上升,对控制232U 产额不利㊂因此,本文不建议采用周期法辐照来增加233U 的产额㊂图13周期法辐照时,中间产物产额随总时间的变化F i g .13I n t e r m e d i a r y p r o d u c t s y i e l d b y pe r i o d i c i r r a d i a t i o n v s .t i me 图14周期法辐照时,U 同位素产额随总时间的变化F i g .14U i s o t o p e y i e l d b y pe r i o d i c i r r a d i a t i o n v s .t i m e 表2周期法辐照对233U 产额的影响T a b .2E f f e c t o f t h e n u m b e r o f i r r a d i a t i o n -c o o l i n gc yc l e s o n y i e ld o f 233UC y c l e s t t o t /d Y232U233Um (232U )ʒm (233U )/10-71151.082.55ˑ10-122.87ˑ10-50.9042301.083.47ˑ10-122.98ˑ10-51.164601.083.67ˑ10-123.20ˑ10-51.156901.083.83ˑ10-123.26ˑ10-51.17121801.083.825ˑ10-123.29ˑ10-51.165-302040第11卷现 代 应 用 物 理2.4230T h杂质对232U产额的影响由图4可见,232U是从232P a经β-衰变而来的,但232P a还会发生(n,γ)反应而消耗,其主要的反应过程如图15所示㊂因此,经过一段时间辐照后再进行冷却,会阻断232P a在辐照时经(n,γ)反应产生的消耗,让靶件中232P a充分衰变为232U,增加232U产额㊂图15232P a的主要反应过程F i g.15T h e m a i n r e a c t i o n o f232P a b y n e u t r o n i r r a d i a t i o n本节主要研究周期法辐照时,由230T h杂质引起232U 的产额变化㊂辐照方案同2.3节,辐照时间为1.08d,每次冷却时间为150d,周期数分别为1,2,4,6,12㊂同样以6个周期为例㊂辐照230T h产生231T h,232P a 产额随总时间的变化关系,如图16所示㊂图16周期法辐照230T h时,231T h,232P a产额随总时间的变化F i g.16231T h a n d232P a y i e l d i n p e r i o d i c i r r a d i a t i o n v s.t i m e由图16可见,231T h在每个周期内的产额相当,由于半衰期很短,故在每次150d的冷却之后消失殆尽;由于长寿命231P a的积累,232P a的产额随着辐照周期不断增加,由于232P a的半衰期较短,在每次150d的冷却之后同样消失殆尽㊂232U和231P a产额随总时间的变化关系,如图17所示㊂由图17可见,随着总时间增加,232U 和231P a的产额呈上涨趋势,增幅主要来自于冷却时间内的核素衰变,辐照时段的直接增幅较小㊂图17周期法辐照230T h时,231P a,232U产额随总时间的变化F i g.17231P a a n d232U y i e l d i n p e r i o d i c i r r a d i a t i o n v s.t i m e表3是周期法辐照230T h时的U同位素产额㊂由表3可见,232U与233U,234U的产额分别相差4个量级和8个量级,因此,233U,234U的产额几乎可以忽略㊂232U的产额随着辐照周期数增加而增大, 12个周期辐照的产额是单次辐照的7.3倍㊂当靶件中含有230T h杂质时,周期法辐照会大幅增加232U的产额,不利于可常规使用233U的制备㊂因此,为限制232U的产出,制备低放射性233U,应采用单次辐照的辐照工艺㊂3西安脉冲堆辐照232T h制备低放射性233U 的工艺路线结合2节的分析结果,采用M C N P程序模拟计算了垂直孔道及跑兔2个位置的233U产额,考虑到T h样品中230T h质量分数一般为2ˑ10-5~3ˑ10-5,较高时为7ˑ10-5[13],本文设定样品中230T h质量分数为7ˑ10-5㊂辐照工艺为单次辐照1.08d,冷却150d㊂U同位素产额计算结果列于表4㊂表3周期法辐照230T h时的U同位素产额T a b.3Y i e l d s o f U i s o t o p e s i n p e r i o d i c230T h i r r a d i a t i o nC y c l e s t t o t/d Y232U233U234U M u l t i p l e r a t e o f232U Y i e l d 1151.084.38ˑ10-91.93ˑ10-123.71ˑ10-171.002301.081.35ˑ10-85.37ˑ10-121.09ˑ10-163.084601.081.69ˑ10-84.12ˑ10-121.25ˑ10-163.866901.081.80ˑ10-83.26ˑ10-121.06ˑ10-164.11121801.083.20ˑ10-84.39ˑ10-121.60ˑ10-167.316-302040朱养妮等:热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法第4期表4西安脉冲堆低放射性233U样品参数计算结果T a b.4T h e c a l c u l a t e d p a r a m e t e r s o f l o w r a d i a t i o n233U p r e p a r e d i n X i a n P u l s e d R e a c t o rD u c t Y232U233U234U m(232U)ʒm(233U)/10-7m(234U)ʒm(233U)/10-4R u n n i n g r a b b i t s y s t e m2.86ˑ10-1228.7ˑ10-62.65ˑ10-90.9990.923 V e r t i c a l d u c t8.72ˑ10-1272.6ˑ10-61.2ˑ10-81.21.65由表4可见,采用该辐照工艺辐照后,2个位置处233U的产额均可达到1ˑ10-5量级,232U,234U与233U的质量比均在低放射性233U产品的限值以内㊂由于垂直孔道处于堆芯中央,中子注量率较高,垂直孔道的热中子注量率约为跑兔系统的3.4倍;跑兔系统处于堆芯外围,中子热化程度更高,这有利于234U产出,同时,还有利于限制232U的产出㊂虽然230T h杂质含量较低,但引入的232U产额较大,在跑兔系统处辐照的样品中,230T h杂质对232U产额的贡献为10.73%,而在中央水腔处,此比例达到15%㊂因此,在制备232T h辐照样品时,应注意控制230T h杂质的含量㊂4结论通过西安脉冲堆辐照232T h制备低放射性233U 产品辐照工艺研究,可以得出以下结论:1)热堆中,232U,234U与233U的质量比随辐照时间增加而增大,控制辐照时间,限制232U与233U的质量比是辐照工艺确定的关键;2)周期法辐照可以提高钍铀转化率,但增幅不大,时间经济性不强;3)周期法辐照会使靶件中230T h杂质引入232U增幅显著提高,不利于控制232U产量㊂西安脉冲堆钍铀转换推荐的工艺路线为:靶件在跑兔系统或垂直孔道辐照,辐照时间为1.08d,冷却时间为150d,制备的233U样品中233U的质量分数为1ˑ10-5量级,232U,234U 与233U的质量比分别小于10-6和10-3,符合低放射性233U指标要求㊂参考文献1卢希庭原子核物理M2版北京原子能出版社2008 L U X i-t i n g N u c l e a r P h y s i c M2n d e d B e i j i n g A t o m i cE n e r g y P r e s s20082E N D F B-V I I0D B O L2020-10-13h t t p w w w n n d c b n l g o v e x f o r e n d f b71j s p l3卢玉楷简明放射性同位素应用手册M上海上海科学普及出版社2004L U Y u-k a i A C o n c i s e M a n u a l o n t h eA p p l i c a t i o n o f R a d i o a c t i v e I s o t o p e s M S h a n g h a iP u b l i s h i n g H o u s e o f S h a n g h a i S c i e n c e P o p u l a r i z a t i o n2004 4徐四大核与粒子物理M北京清华大学出版社1995 365X U S i-d a N u c l e a r a n d P a r t i c l e P h y s i c s M B e i j i n gT s i n g h u a U n i v e r s i t y P r e s s19953655林双幸张铁岭加快钍资源开发促进我国核能可持续发展J中国核工业201613235L I N S h u a n g-x i n gZ HA N G T i e-l i n g A c c e l e r a t i n g t h e d e v e l o p m e n t o f t h o r i u m r e s o u r c e a n d p r o m o t i n g t h e s u s t a i n a b l e d e v e l o p m e n t o f n u c l e a r e n e r g y i n C h i n a J C h i n a N u c l e a r I n d u s t r y2016132356Y U J Y WA N G K Y O U S B e t a l T h o r i u m f u e l c y c l e o f a t h o r i u m-b a s e d a d v a n c e d n u c l e a r e n e r g y s y s t e m J P r o g r e s si n N u c l e a r E n e r g y200445171837Y AMAMO T O T S UWA R N O H K A Y A N O H e t a lD e v e l o p m e n t o f n e w r e a c t o r f u e l m a t e r i a l s J J o u r n a l o fN u c l e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y1995323260262 8A R I A S F J M i n i m i z a t i o n o f U-232c o n t e n t i n a d v a n c e d h i g h-c o n v e r s i o n m u l t i-r e c y c l i n g t h o r i u m r e a c t o r s b y b l a n k e tf r ag m e n t a t i o n J P r o g r e s s i n N u c l e a r E n e r g y20136718229K A N G J M H I P P E L F N232U a n d t h e p r o l i f e r a t i o n-r e s i s t a n c e o f233U i n s p e n t f u e l J S c i e n c e&G l o b a l S e c u r i t y20019113210熊文纲李文新王敏基于热堆的钍铀转换过程中232U生成的模拟计算J核技术2012355395400X I O N G W e n-g a n g L I W e n-x i n WA N G M i n S i m u l a t i v ec a l c u l a t i o n o f232U p r od u c t i o n s i n t h o r i u m-u r a n i u m t r a n s f o r mp r o c e s s b a s e d o n t h e r m a l r e a c t o r J N u c l e a r t e c h n i q u e s 201235539540011张海青林俊曹长青等热堆中钍铀转化规律J核技术20153857885Z H A N G H a i-q i n g L I N J u nC A O C h a n g-q i n g e t a l S i m u l a t i o n s t u d y o n232T h-233Uc o n v e r s i o n i n t h e r m a l r e a c t o r s J N u c l e a r T e c h n i q u e s2015385788512长孙永刚屠荆朱养妮等基于剂量计算的233U核燃料中铀同位素相对含量确定C第26届中子与核相互作用国际研讨会西安2018Z HA N G S U N Y o n g-g a n g T U J i n gZ HU Y a n g-n i e t a l T h e r e l a t i v e c o n t e n t o f u r a n i u m i s o t o p e si n233U n u c l e a r f u e l b a s e d o n d o s e c a l c u l a t i o n C T h e26t hI n t e r n a t i o n a l S y m p o s i u m o n N e u t r o n-N u c l e a r I n t e r a c t i o nX i a n201813B E L L E J B E R MA N R M T h o r i u m d i o x i d e P r o p e r t i e s a n d n u c l e a r a p p l i c a t i o n s D O E N E-0060R W a s h i n g t o n D CU S D O E A s s i s t a n t S e c r e t a r y f o r N u c l e a r E n e r g y19847-302040第11卷现代应用物理。
第四章 核燃料
4.2.1 .1 二氧化铀的物理性能
（1）晶体结构 （2）密度 （3）熔点 （4）比热容 （5）导热率 （6）热膨胀 （7）蒸汽压
二氧化铀的晶体结构
二氧化铀的晶体结构
图4-2 铀——氧系平衡图
相图中的垂线代表化合物UO2(O/U=2.0)和
U4O9 (O/U=2.25) ， O/U比较大的其它化合物 是U3O8 和UO3。
4.2 二氧化铀燃料
优点： a. 熔点高，晶体结构为面心立方（FCC），各向
同性，并且从室温到熔点没有相变。 b. 高温稳定性和辐照稳定性好。 c. 化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相 容性好。 d. 在1000℃以下能包容大多数裂变气体。 e. 有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的 热中子俘获截面低（0.002靶恩）。 缺点： a. 导热系数小，使芯块的温度梯度过大。 b. 机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加 工成型困难
232 90
233 233 Th 01n 233 Th Pa 90 91 92 U T 1 2 27.4天 T 1 2 22.2分
238 92
239 239 U 01n 239 U Np 92 93 94 Pu T 1 2 2.35天 T 1 2 23.5分
铀合金
加入适量铜，可以稳定α相；
加入钼、锆、铌可以稳定γ相。 含铀量60%的锆-铀合金曾用于希平港动力反应堆，
U-ZrH用于脉冲堆，
铀- 锆合金仍是一种有希望的金属燃料。美国的快 堆一体化燃料循环研究就是用金属型的铀-钚-10%
锆合金作钠冷快中子堆燃料的。 铀-钼合金也得到很大的重视，开展了深入的研究工 作。
核燃料循环
铀同位素分离扩散机群
铀同位素离心机联
铀的浓缩
--因为同位素有几乎相同的化学特性，不易用化 学分离因此铀的浓缩是精炼油的物理过程
--利用微小质量差分离U238和U235 --浓缩厂的最终产品为UF6
铀浓缩厂
铀的浓缩
1.气体扩散法 最成功、最经典的方法、商业开发的第一个浓缩方法，利用不同质量 的铀同位素在转化为气态时运动速率的差异。 轻同位素气态时移动较快，更快通过多孔分离膜抽取，通过的气体被 送到下一级 ，达到反应堆,需要1000级以上 美国、法国等使用 2.气体离心法 通过重力和离心场分离，重的在外，近轴处的气体被导出送入下一台 离心机，单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降了75% 日本、欧洲等使用 美国当年在日本广岛投放的原子弹就是通过这种技术制成的。 3.气体喷嘴法 高速吹向凹型壁，惯性和离心力使重物近壁 面 喷嘴法的单级分离系数介于气体扩散法和离 心法之间，比能耗和比投资与气体扩散法相当 或略大。由于气体动力学法的比能耗和比投资 都很高，已经成功应用扩散法的国家一般都不 再研制气体动力学方法。
铀矿冶是指从铀矿石中提出、 浓缩和纯化精制天然铀产品的过程。 铀矿冶是核工业的基础。
目的是将具有工业品味的矿石， 加工成有一定质量要求的固态铀化 学浓缩物， 以作为铀化工转换的原 料。
在铀矿冶中，由于铀含量低、 杂质含量高、腐蚀性强，又具有放 射性， 铀的冶炼工艺比较复杂，需 经多次改变形态，不断进行铀化合 物的浓缩与纯化。
图1-3 轻水堆电站、铀-钚燃料循环示意图
黄 华
前言
核燃料循环，为核动力反应堆供应燃料和其后的所有 核燃料循环 处理和处置过程的各个阶段。它包括铀的 采矿，加工提纯，化学转化，同位素浓缩，燃料元件 制造，元件在反应堆中使用，核燃料后处理，废物处 理和处置等。
C276镍基合金中子辐照活化计算分析
C276镍基合金中子辐照活化计算分析韩静茹;陈义学;袁龙军;胡建军【摘要】C276 is one of the candidate cladding materials for the next-generation reactors and comprehensive researches are under way to evaluate its characteristics. Activation inventory of C276 has been calculated and analyzed by u-sing the European Activation System EASY -2007. Watt fission spectrum with the total neutron flux of 2. 47 X 1016 n/ cm2/s was employed, and the irradiation time of 0.5 year, 1 year and1.5years were chosen for the inventory calculations. The concluded results include activity, afterheat and contact dose rate at shutdown. In addition, the preliminary comparison and analysis among the C276 and Zr-4, M5 on the activation characteristics were presented. The results indicate thatC276 has no advantages comparing with Zr - 4, but has definite advantages comparing with M5 from the viewpoint of neutron activation.%采用欧洲活化程序EASY-2007对C276的活化特性进行了活化计算与分析.计算所需中子能谱选取总中子通量约为2.47×1016 n/cm2/s的瓦特裂变谱,辐照时间选取了0.5年、1年和1.5年三种情况.活化计算结果包括辐照停堆后不同冷却时间内C276活化产生的放射性活度、衰变余热及接触剂量率等.另外,本文将C276的活化特性与Zr-4及M5包壳材料作了初步的比较分析.结果表明,从中子活化角度看,C276与Zr-4相比并没有优势,但与M5相比还是有一定优势存在的.【期刊名称】《华北电力大学学报(自然科学版)》【年(卷),期】2012(039)006【总页数】4页(P105-108)【关键词】C276;包壳;中子辐照;活化【作者】韩静茹;陈义学;袁龙军;胡建军【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041【正文语种】中文【中图分类】TL9430 引言核燃料元件包壳材料是核动力反应堆的关键核心材料之一，核动力的先进性、安全可靠性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。
钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证
压水堆核电站及燃料元件相关标准
I C S27.120.30F48案15828-2005EJ/T 542－2005代替E J/T 542-1991烧三氧化二-二氧化块S peci f i cat i on f or si nt er ed gadol i ni um oxi de-uranium di oxi de pel l et s2005－04－11发布2005－07－01实施国防科学技术工业委员会前本标准代替EJ/T 542-1991《烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件》。
本标准与EJ/T 542-1991相比主要有以下变化：a) 对原标准“化学要求”一节中的杂质、氧金属比进行了修订，取消了原标准对气体含量的要求；) 取消对当量硼含量的要求；对原标准“物理要求”一节中的芯块密度以及表面缺陷等内容进行了修订；) 对原标准“试验方法”至“标志、包装、运输、贮存”的结构进行了调整；增加了“质量保证”一章。
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由核工业标准化研究所归口。
本标准起草单位：中国核动力研究设计院。
本标准主要起草人：易伟、代胜平、唐月明、沈洪、邹从沛、戴受惠。
本标准于1991年10月首次发布。
氧化-氧化块1本标准规定了烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块的技术要求、批料要求，以及取样及试验、验收规则、标志、包装、运输、贮存和质量保证的要求。
本标准适用于轻水堆中使用的烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块，也适用于含有任何235U富集度的铀和不同三氧化二钆质量分数的三氧化二钆-二氧化铀芯块。
2下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB/T 10265 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件GB/T 11927 二氧化铀芯块的密度和开口孔隙度测定 液体浸渍法EJ/T 543 核级三氧化二钆粉末技术条件EJ/T 687 烧结二氧化铀芯块承载能力试验方法33.1使用符合GB/T 10265的二氧化铀粉末和EJ/T 543的三氧化二钆粉末作为制造三氧化二钆-二氧化铀芯块的原料。
核燃料循环后端 PPT
大家应该也有点累了，稍作休息
大家有疑问的，可以询问和交流
乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积， 实施先进燃料循环(P/T)
乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热 核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
可采用公路、铁路和 海上运输的方式 核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输 一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨，
经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存）
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
后处理
乏燃料
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况
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全国核技术及应用研究学术研讨会院青年科协专题分会场燃料元件的辐照特性刘晓1,2 , 卢铁城2 ,钱达志1（1.中国工程物理研究院核物理与化学研究所，四川绵阳 621900）2.四川大学物理科学与技术学院，四川成都610064）摘要：燃料元件的辐照特性与反应堆的安全性和经济性有着密切的关系。
文章介绍了燃料元件在辐照过程中的微观结构变化，分析了辐照过程中燃料元件的宏观特性变化的机理和影响因素，以及宏观性能的变化对反应堆安全的影响，并对研究燃料元件辐照特性的方法作了比较，指出利用计算机模拟的方法来研究燃料元件辐照过程的宏观特性变化是可能的。
关键词：燃料元件、辐照肿胀、辐照蠕变、辐照硬化、辐照脆化、计算机模拟The Irradiation Properties of Fuel ElementsLIU Xiao1,2, Lu Tie-cheng2 ,QIAN Da-zhi11 China Academy of Engineering Physics, Mianyang 621900,China;2 College of Physical Science and Technology, Sichuan University, Chengdu 610065, ChinaAbstract: The irradiation properties of fuel elements have a close connection with a safe and economic reactor. In this paper we introduce the microstructural evolution of fuel elements and analyse the mechanisms and factors of fuel elements in a radiation environment. We compare the investigated methods for fuel elements and point out it is possible to predict the macroscopical properties by computer modeling in an intense radiation field.Key words: fuel elements , irradiation swelling, irradiation creeping, irradiation hardening , irradiation embrittlement, computer simulation.引言能源是人类生存和发展的重要资源，也是人类生产和生活的物质基础。
随着传统的不再生资源的消耗，核能的地位显得越来越重要，而燃料元件在辐照过程中宏观性能的变化直接影响着核电的安全性和经济性。
在美国首先建造第一个反应堆时，金属铀、石墨各向异性的辐照生长，直接威胁到反应堆的安全和生产堆的成败。
Fermi在1946年指出“核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐照场下的行为”。
在其后几十年中，核动力堆、核电站、快堆和聚变堆的发展，都证实了Fermi的断言。
在核电站发展过程中，元件破损造成放射性泄漏，导致几次发展核电站的起伏。
早期由于Zr合金包壳结构、氢化和针形腐蚀造成大量放射性泄漏，阻碍了核电站的发展，当改进Zr合金成分和组织时，氢化和针形腐蚀获得解决，核电站得到了长足发展；可是1970年左右，为了减少UO2芯块肿胀和裂变气体释放，增加了芯块的空隙率，结果造成了UO2燃料芯块辐照密实，导致元件坍塌、弯曲和破损，不得不暂停中止已建成的核电站的启用，直至问题的解决[1]。
现在的核电反应堆主要燃料是天然235U，由于天然铀资源有限，只能满足核电几十年的需要[2]。
目前的热中子反应堆只利用了铀资源的1%左右[3]，造成铀资源利用低的一个重要原因是燃料元件的燃耗不能太深。
因为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。
对燃料元件辐照特性的认识和研究，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。
1 辐照条件下微观结构的演化燃料元件在辐照过程中，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[4] 。
核燃料的包壳通常是由金属或合金材料构成，当金属受到粒子辐照时，许多原子被撞离开点阵位置，形成空位和间隙原子。
由于间隙原子的迁移仅需跃过小的势垒，易于迁移；而空位的迁移是点阵原子从其原来位置跃迁到空位位置，要求较高的能量。
在低温，空位是不运动的，只能被间隙原子复合。
只在温度大于0.3T m （T m 是材料的熔点）时，空位才迁移，并可以聚集成空位团；相应地间隙原子亦可以聚集成二维的小园片，演化为间隙位错圈[5]。
燃料在辐照过程中，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，将使元件发生应力腐蚀而开裂。
2 燃料元件辐照损伤机理和宏观性能变化（1）辐照肿胀[4]辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。
燃料包壳材料和燃料的辐照肿胀机理是有所不同的。
对于燃料包壳材料，辐照肿胀的物理机制是辐照诱导空位浓度升高以致相互聚集成空洞。
伴随空洞的出现，宏观上就出现体积膨胀，密度降低。
辐照肿胀量与辐照注量有关，辐照注量增加，空洞的直径和空洞数密度都会增加。
对辐照肿胀量影响最大的是材料的本身结构，如体心立方晶体的辐照肿胀量一般要比面心立方晶体的小一个数量级以上[6]。
燃料芯体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，如在[010]向产生显著的膨胀，在[100]方向上有相应的收缩[7]。
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（或气孔），气体肿胀可能达百分之几十，甚至几百[1]。
裂变气体原子不溶于燃料相，通过热运动而迁移，碰撞，被点缺陷、位错、晶界和空洞等捕获形成气泡核，泡核不断吸收游离气体原子而长大。
影响燃料肿胀大小的因素有铀的组织，杂质含量，燃耗速率和深度，应力状态，热振，辐照过程中组织变化（相变、结晶等）[8]。
燃料的辐照肿胀会引起燃料元件的尺寸不稳定。
尺寸的变化可能堵塞水流，引起燃料元件的过热和损伤，还可能破坏燃料元件的包壳，将沾污冷却剂。
辐照肿胀会导致燃料元件的传热性能下降，使堆芯的热量无法有效地导出，造成堆芯的熔化。
（2）辐照生长辐照生长是指不受力的材料在辐照下发生恒体积尺寸变化[9]，即在没有作用力下材料发生变形，而体积没有变化。
燃料包壳材料锆，其晶体的辐照生长是沿a 方向膨胀以及c 轴收缩而构成。
在多晶材料中的情况更为复杂，由于晶界能够对点缺陷起到择优尾闾的作用，因此晶粒形状和取向起很大作用。
对于Zr 合金包壳，棱柱面在垂直于轴向上优先被排列，这意味着辐照生长引起长度增加以及包壳直径和厚度减小。
除了燃料棒生长受到限制而弯曲，这会导致失效的可能性之外，生长畸变也使燃耗受到限制，这对设计和安全带来了影响。
（3）辐照蠕变金属在恒定载荷下或恒定应力下，发生缓慢而持续的形变，这种形变随着时间的延长而逐渐增加的现象，称为蠕变。
辐照蠕变分为两类：一类是辐照增强蠕变，另一类是辐照诱发蠕变。
前一类在无辐照时也能产生蠕变，只是辐照加快了蠕变的速率，后一类蠕变在无辐照时不会发生，必须依靠辐照去诱发。
这两类引起的辐照蠕变机制也不相同。
辐照增强蠕变，主要依靠热平衡浓度来完成位错的攀移运动而产生金属材料的变形。
当材料进行辐照，辐照产生的点缺陷将促使这种攀移运动。
辐照诱发蠕变的机制[10]是位错会吸收辐照产生的点缺陷而出现攀移运动。
在无应力状态下，位错吸收点缺陷的几率都是一样的，此时材料的变形是各向同性的。
如果在某方向上加应力后，那些标志位错特征的柏式矢量与应力平行时，这些位错就更容易吸收间隙子，和具有其他方向柏式矢量的位错吸收间隙子的数量就不一样，材料的变形就出现各向异性，而出现辐照蠕变变量。
金属在辐照的条件下，会发生蠕变断裂。
影响辐照蠕变的因素很多，现象也很复杂，如与辐照温度、辐照注量、注量率、应力大小，材料本身的历史都有关。
（4）辐照硬化和辐照脆化燃料元件包壳的材料大多采用金属材料，一般金属材料都表现出范性良好，易于加工。
当包壳材料进行辐照时，在材料中引入了大量的缺陷或尺寸很小的缺陷团，阻碍了位错的运动，起到了硬化作用，称为辐照硬化。
金属的辐照硬化归因于辐照而产生了种种缺陷。
金属受中子辐照产生的缺陷包括：点缺陷（空位和间隙原子），杂质缺陷（以原子态弥散的核反应产物），小的空位团（贫原子区），位错环（层错的或非层错的，空位或间隙型），层错四面体，位错线（和原有位错网已经联在一起的非层错环），洞（空洞及氦泡）等。
辐照可以以两种不同的方式使金属硬化。
一是辐照能启动一个位错使其在滑移面上行动所需要的应力增加，造成位错启动阻力；另一个是一旦运动起来，位错还可能被接近或处在滑移面上原来就有的或者辐照产生的障碍物所阻滞。
辐照硬化的程度与辐照剂量有关，一般情况下辐照剂量越大，辐照硬化程度越高。
辐照硬化使材料的强度升高、塑韧性下降，对反应堆部件的安全使用带来了威胁。
由不锈钢中组元核蜕变而生产的氦可以引起脆化，这种脆化是高温退火所不能消除的。
像燃料中生成的裂变气体一样，氦在热力学上是不溶于金属的，如果温度高到氦原子可以迁移的温度，它们就要析出来形成气泡。
如果基体中形成了气泡，它们能像空洞一样对辐照硬化作出贡献。
为了解释氦脆现象，人们曾提出过种种不同机理。
Woodford、Smith和Moteff[11]提出，氦泡停留在基体之内，它们阻止位错线运动。
由于基体的强度增加了，这就阻止了在晶界三线交点处应力集中的松弛，从而促进了楔形裂纹扩张引起的破断。
Kramer等人[12]观察到氦泡主要在晶界碳化物颗粒处成核，这样在普通成核的应力条件下就可以形成裂纹。
Reiff[13]曾经指出，三线交点的裂纹里有了氦，就可以使这些裂纹的失稳长大能够在低于没有气体的裂纹所需要的应力下发生。