第六章 聚变堆材料
核聚变反应堆的原理很简单
核聚变反应堆的原理很简单，只不过对于人类当前的技术水准，实现起来具有相当大的难度。 物质由分子构成，分子由原子构成，原子中的原子核又由质子和中子构成，原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电，中子不带电。电子受原子核中正电的吸引，在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同，如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子，铀是天然元素中最重的原子，有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实，利用轻核聚变原理，人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸，但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变，瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要，长期持续释放，才能使核聚变发电，实现核聚变能的和平利用。 如果要实现核聚变发电，那么在核聚变反应堆中，第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态，也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚，让原子核能自由运动，这时才可能使裸露的原子核发生直接接触，这就需要达到大约10万摄氏度的高温。 第二步，由于所有原子核都带正电，按照"同性相斥"原理，两个原子核要聚到一起，必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近，静电产生的斥力就越大，只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时，核力（强作用力）才会伸出强有力的手，把它们拉到一起，从而放出巨大的能量。 质量轻的原子核间静电斥力最小，也最容易发生聚变反应，所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素，在自然界中存在的同位素有：氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中，氘和氚之间的聚变最容易，氘和氘之间的聚变就困难些，氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时，先考虑氘、氚之间的聚变，后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应，释放的能量也更多；但是以人类目前的科技水平，尚不足满足其聚变条件。 为了克服带正电子原子核之间的斥力，原子核需要以极快的速度运行，要使原子核达到这种运行状态，就需要继续加温，直至上亿摄氏度，使得布朗运动达到一个疯狂的水平，温度越高，原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了，氚的原子核和氘的原子核以极大的速度，赤裸裸地发生碰撞，结合成1个氦原子核，并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。 反应堆经过一段时间运行，内部反应体已经不需要外来能源的加热，核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆，并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内，核聚变就能持续下去；核聚变产生的能量一小部分留在反应体内，维持链式反应，剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外，驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。 核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘（也就是重氢）。氘在海水中的含量还是比较高的，只需要通过精馏法取得重水，然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了，仅仅有氘还是不够的，尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式，但我们人类现有条件下，
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
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、
聚变堆
核聚变点火的基本概念 核聚变三重积，或者叫：D-T反应下的核聚变三重积。也就是使用D-T反应，核聚变的基本条件。大约是0.6×10^21。举个例子：三个条件：温度10KeV，等离子密度10^20，那么能量约束时间就要0.6秒。 三重积是三个指标，理论上如果你温度提高10倍，或者等离子密度提高10倍，那么你的时间就可以减少到60毫秒，这样你可以点火。但这60毫秒是没用的，因为这仅仅是点火门槛，反应后的能量输出一下子就让你的反应停止了，所以实用的三重积应当在3×10^21才会够用。 能量约束时间是指在等离子体总能量不变的情况下，电磁容器约束它的时间。也就是等离子体总温度和密度的乘积不下降的前提下的约束时间。而EAST所提到的长脉冲放电约束时间，则不考虑等离子体温度下降带来的失能。这样的话核聚变三重积就无法达到，也就无法点火。 前面那位和物理博士所讲，要想提高三重积，达到点火条件，把托卡马克个子做大是必需的，于是你看看JET和JT-60的个头就一个赛一个的大。毛子不解体，貌似还规划了5米半径的东东。 但是，等离子体大了，三重积上去了，同时用于约束磁流体的电能消耗几何级数增加，毕竟欧姆定律不可以违反。要想为人类所用，必须有一个好看的能量输入输出比，于是就有了Q 值的概念。Q大于1才表示有正能量输出，Q值到了10以上才证明可能实用（你发电还有转换效率不是）？ 怎么解决这个问题，那就超导把，先解决欧姆定律再说，这就是超托卡马克，也就是所谓的全超导托卡马克诞生的原因。托卡马克身上线圈有两种，一种是垂直于等离子体的，一种是水平的。早期在一些小型的托卡马克上，把某些线圈改成超导做实验。之后觉得差不多了，我们再建设一个从设计之初就考虑把垂直和水平线圈做成超导的装置。这就是所谓全超导托卡马克。 上面有网友贴出了环流2A的照片，常规托卡马克基本上张这个德行，而超托卡马克，比如EAST，都长得像个保温杯，这就是容纳超导线圈的巨型杜瓦瓶。 有了超导就解决问题了么？错，还差得远，超导的发现虽然比核聚变早个十几年，但是人类玩实用超导的时间远远短于玩可控核聚变。如果说玩核聚变玩出了等离子物理专业领域的话，玩超导则到了另一个极端，玩出了凝聚态物理。所以用超导线圈产生一个有效的约束磁场，并且让它持续工作，绝非一件很容易的话事情。这就是我为啥说EAST的全超导的历史意义。
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）
我国核聚变堆材料研究获重要进展
我国核聚变堆材料研究获重要进展 研制出基于功能梯度材料的六种第一壁候选材料，其中五种国际上未见报道 本报记者温新红 记者日前从北京科技大学获悉，与本世纪最受关注的科学项目——国际热核聚变实验反应堆(ITER)计划相关的热核聚变堆实验装置中面向高温等离子体的第一壁材料研究取得重要进展，该校材料学院教授、中科院院士葛昌纯领导课题组经10年努力研制出6个体系的基于功能梯度材料（Functionally Graded Materials, 简称 FGM）的第一壁候选材料，目前此项研究在国际上处于领先水平。 聚焦受控热核聚变第一壁材料 2006年11月21日，科技部部长徐冠华代表中国政府签署了ITER计划的联合实验协定及相关文件。一直主张中国加入ITER的葛昌纯认为，中国此次加入ITER，分担了一部分研究项目，但接下来的工作还有很多，国内相关领域的科学家应该提早研究，争取尽早建立起示范聚变堆和商用聚变堆。 葛昌纯是研究先进材料的专家，他说，从工程角度看，相关的核聚变材料已成为制约核聚变能走向实用的关键之一，非常重要的一类是面向等离子体应用的材料，尤其是处于高热负荷下的偏滤器部件。 据介绍，单一材料或涂层材料已不能满足前沿科研领域发展的需求，例如用于航天飞行器上、需要承受1000摄氏度以上高温度落差的材料。但通常的涂层材料，如金属表面的陶瓷涂层，由于陶瓷和金属的膨胀系数相差很大，反复多次就会开裂。 同样，核聚变装置也需要耐高温、耐腐蚀、耐冲刷的新材料。葛昌纯说，核聚变装置的真空室相当于一个装入高温等离子体的炉子，最受考验的是直接面向高温等离子体的内壁，即第一壁材料。氘氚聚变反应产生大量的高能中子和?琢粒子、电磁辐射，它们和等离子体离子、快原子和其他从等离子体逃逸出的粒子（氘、氚和杂质）以及高达1MW/m2的热负荷、脉冲运行状态和高交变热应力一起，强烈地作用于第一壁。人类到目前为止还没有遇到过工作环境这么复杂的材料。另一种材料是在等离子体出口处的偏滤器材料，这里的热流密度更高，达到6~10MW/m2，在不正常条件下甚至高达 20~100MW/m2。因此这两种材料是核聚变装置中服役条件最严酷的材料。 葛昌纯根据自己多年材料研究的经验，认为这是一个非常重要的研究方向。1996年，他向有关部门提交了耐高温等离子体冲刷的功能梯度材料的科研顶层设计项目建议书。在建议书中葛昌纯设想这种材料可以运用在三个方面，一是为受控核聚变提供耐高温等离子体冲刷的材料，二是可以用于激光核聚变的材料，三是可以在航空航天上用的材料。这项建议得到了国家有关部门的重视和核工业西南核物理研究院的合作，“863”新材料专家委员会听取了葛昌纯的论证报告，通过答辩后，于1997年7月批准了这个项目。 五种功能梯度第一壁材料国际上尚未见有报道 葛昌纯领导课题组经过十年努力，特别是近五年来通过指导周张健副教授负责的国家自然科学基金项目、沈卫平副教授负责的“863”计划项目，以及研究组与中科院等离子体物理研究所和核工业西南物理研究院的协作项目，较深入地研究了弹塑性有限元分析和优化设计、超高压力通电烧结、熔渗——焊接
聚变堆材料(部分示意,仅供参考)
1、核聚变反应堆所用的材料主要包括： A 热核材料； B 第一壁材料； C 高热流部件材料； D 氚增殖材料 2、核聚变堆设计和工况条件 A 第一壁环境条件，第一壁是聚变堆中离等离子体最近的部件，应具有抗中子辐照损伤能力，对氢脆和氦脆(指材料中掺入氢气、氦气，材料会变脆，相应性能降低)不敏感，与冷却介质和包层材料相容性好。 B 真空壁材料的设计限值，包括使用温度、热导率、热膨胀系数、强度、弹性模量等上限要求。 C 比起裂变反应堆，聚变反应堆具有特有的材料工艺问题：超导磁体及低温技术，强磁场下导电液体的泵送技术，14MeV中子的辐照损伤、氦离子轰击和溅射起泡现象等。 3、第一壁材料 （1）奥氏体（可以说是铁的同位素钢中性能最好的一种，应用范围最广，但也不绝对）不锈钢。 优点：该材料具有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好； 缺点：但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。 （2）铁素体和马氏体不锈钢 优点：与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好； 缺点：但对热机械处理十分敏感，退火（钢材料性能改善的手段之一，退火温度由相图决定。简单地讲，就是将钢的温度加热到某一温度，使晶格发生变化，以达到某种性能，再在这一新材料的基础上用某种手段降温至室温，降温速度不同，材料变形不同）温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。 （3）钒合金 优点：具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜； 缺点：不过存在氢脆现象，且钒合金的工业生产经验和性能数据较为贫乏，目前通常在惰性保护气体或真空环境中进行该合金的焊接工作。 （4）SiC/SiC复合材料 优点：具有优良的高温性能。在氦冷却介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。它比金属类材料在安全、维护和放射性处理方面具有更大的优势。 缺点：影响SiC/SiC复合材料性能的关键环节是在结合基体材料之前沉积在纤维预型上的纤维和基体间的界面层，一般用碳。复合材料的首选工艺是化学气相渗入法（渗N2、C）（CVI）。 中子辐照对其热导率的影响与辐照温度密切相关，即辐照温度越低，则热导率下降越多。 4、高热流部件材料：指孔栏和偏滤器中承受高热负荷的部件。 （1）铜合金 优点：可消散等离子体破裂时产生的局部过热作用。铜合金具有良好的导热效率(仅次于银)；缺点：但是易受因素影响而变弱： A 辐照缺陷组分在低温辐照达到饱和值，相当与热导率降低 B 沉淀或氧化物粒子由于高能离位级联冲击而溶解
西南科技大学《核材料科学》复习资料
第一章 绪论 ①材料：材料是人类用于制造物品、器件、构件、机器或其他产品的那些物质。 pS ：材料是物质，但不是所有物质都可以称为材料。如燃料和化学原料、工业化学品、食物和药物，一般都不算是材料。但是这个定义并不那么严 格，如炸药、固体火箭推进剂，一般称之为“含能材料”，因为它属于火炮或火箭的组成部分。 ②核材料： 狭义：核材料为任何源材料或特种可裂变材料； 源材料：指天然铀、贫化铀和钍，以及含上述任何物质的金属、合金和化合物 特种可裂变材料：指含有易裂变核素239Pu 、233U 、富集了235U 或233U 的铀，以及含以上一种或几种物质的任何材料。 广义：核材料为核能材料或核工业所用材料的总称。 广义核材料包含了裂变反应堆及核电厂常规岛设备所用的材料、聚变堆材料、热核材料以及核循环中所涉及的材料。 第二章 原子核物理 ①结合能:根据爱因斯坦质能方程，当核子结合成原子核时，总有部分能量从中释放出来，反之，要把原子 核中所有核子分开，就必须提供Δmc2的能量，这个能量就是结合能 Eb=Δmc2=(Zm H+Nmn-mx)c2 比结合能：ε=Eb/A,比结合能越大，核子之间结合得越紧密，原子核越稳定。 核力的几个重要性质：（短程力、饱和性、交换性） 自然界最强的一种基本力，其相互作用强度是电磁力的100多倍；核力是一种短程力，它的作用半径约为3fm ；核力与电荷无关，无论（p-p ）、（p-n ）、 （n-n ）作用，核力的作用性质完全相同；核力的大小与参与相互作用的核子的相对自旋取向有关。 ②原子核放射性衰变特点（α、β、γ如何进行）： 放射性衰变时遵循：能量守恒、动量守恒、角动量守恒、电荷数守恒、核子数守恒等一些基本物理学定律。 ?射线（氦核束）：穿透能力最差，约0.01mm 厚的铅薄片就能阻止它穿过。衰变条件：衰变前，母核原子 的质量必须大于衰变后子核原子和氦原子质量之和。 β-衰变（电子束）：穿透力稍强，可以穿透0.1mm 厚的铅板。原子核内中子多于质子的不稳定核，中子自 发转化成一个质子和一个负电子，同时放出反中微子的过程，称为β-衰变，从而使原子核变得相对稳定一些。ν++→-e Pa Th 2349123490 v e C N ++→+12612 7 β+衰变（电子束）：穿透力稍强，可以穿透0.1mm 厚的铅板。对于低质量数和中等质量数的不稳定核，如 果原子核内质子数多于中子数，那么核俘获一个轨道电子，使质子与这个电子相结合而形成一个中子（加 一个中微子），这种衰变相当于原子核放出一个正电子和一个中子，这种衰变称为β+衰变。 电子俘获（K 俘获）：原子核自发地俘获一个核外轨道电子 v Li e Be +→+-73017 4 γ衰变（光子束）：穿透能力最强，它可以穿透大约100mm 厚的铅板。γ射线是一种高能电磁辐射 γ+→Y Y A Z A Z * Y* 表示处于激发态的原子核。 γ射线与X 射线都是穿透力极强的电磁辐射，但γ射线是原子核内产生，而x 射线是核外电子跃迁过程中 产生。 ③描述放射性衰变规律的基本物理量： 放射性衰变规律：衰变率 N dt dN λ=- (λ:衰变常数，它是单位时间内衰变概率的一种量度)，积分可得t e N N λ-=0 λ越大，衰变越快。 半衰期：反映放射性核素稳定性的物理量 T1/2=l n2/λ=0.693/λ。 平均寿命（τ）：描述放射性核素衰变快慢的物理量，指放射性核素的平均生存时间。τ= 1/λ 带入t e N N λ-=0 得 10-=e N N 放射性活度：放射性物质在单位时间内发生衰变的原子核数目。它是度量放射性的强弱或放射性物质数量 )α(He Y X 42 42+→--A Z A Z GeV 1~MeV 1≈νh
《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。
国际热核聚变材料辐射装置调研 - IFMIF
信息资源类型：调研报告 国际热核聚变材料辐射装置- IFMIF 李天鹞 中国科学院核能安全技术研究
1.介绍 The International Fusion Materials Irradiation Facility（国际热核聚变材料辐射装置），IFMIF，是一个用于测试聚变用材料的装置，其目的是测试核聚变反应堆所用材料的可行性。 IFMIF的建设准备工作按预期已经在2006年开始，尽管发挥其实际的测试功能至少被排在2017年之后。其中有两个平行的氘核加速器，产生的氘核粒子束撞击锂元素标靶，反应后产生大量高能中子来照射样本材料和被测试成分。该装置可以通过在适当的周期内（几年）产生大量且能量适中的中子来模拟未来商业聚变反应堆中材料受照射情况，从而可以测试在极端情况下材料的长期行为。 聚变发展至今，安全、经济可行性与尊重环境将是热核聚变能源进行大规模普及必不可少的条件，而其中材料的抗辐照性和低活化性问题则是一个关键。IFMIF这一装置将着力于发展相关聚变材料，当它们曝露在高能粒子环境当中时，能否有足够的抗辐照能力。材料的测试需要强大的高能粒子源流(中子)。但是，目前尚没有达到高于数兆电子伏特的强大中子源流。IFMIF将提供这样的高能中子流，以便能够在其整个使用寿命周期上测试用于热核聚变反应堆材料样品。 该项目由欧盟、日本、俄罗斯及美国等共同参与的能源领域的最大国际合作项目之一，同时也是聚变领域最重要的两个国际合作项目之一(另外一个是ITER)。 2.结构 图1——总体3维视图 如图1所示，IMFIF由几个部分组成：加速器、靶、测试室和电力系统等。其中加速器、锂循环系统和处理系统都位于地面之下，主要的电力系统和热室等设施在地面上。
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
核聚变复习
概况： 1.什么是聚变反应？与裂变反应区别？几类？如何使聚变持续时间长？ 轻原子核（氘和氚）结合成较重的原子核（氦）时能放出巨大能量,这种核反应称为聚变反应。 区别：1．几乎无放射性废物，不污染环境；2.运行安全可靠（固有安全性，无超临界事故，余热安全）；3.燃料丰富而且其价格低廉。 两类：磁约束受控核聚变；惯性约束受控核聚变。 1.等离子体高温Ｔ：克服库仑斥力，发生碰撞，产生初始核聚变反应，实际D-T聚变反 应:T>10KeV, 1KeV=107K 2.等离子体密度足够高ｎ：发生足够多有效聚变反应 3.约束控制等离子体：使等离子体热绝缘，维持等离子体高温 4. 能量自持：聚变释放的能量大于维持等离子体所需能量 2．聚变堆（托卡马克）的重要组成部分？ 磁体：产生磁场位形 环向磁场磁体：由纵场线圈组成，产生环向磁场 极向磁体系统：包括欧姆变压器线圈、平衡磁场线圈成形磁场线圈、偏滤器线圈 环形真空室 限制器(又名孔栏)：保护真空室, 避免与等离子体直接作用 偏滤器: 排热、杂质控制、除灰 包层：带走中子能量，并增殖氚 加热系统：加热等离子体 补充送气和固体弹丸系统：补充燃料 诊断设备：温度、密度、磁场等参数与形状测量 供电系统：给磁场线圈供电 此外，还包括反馈控制系统及机械支架系统等 等离子体： 1．什么是等离子体？约束粒子通行粒子安全因子撕裂模 等离子体（Plasma）的定义：等离子体是由大量带电粒子组成的非束缚态宏观体系。 安全因子：一条磁力线绕小截面一周后在大环方向的环绕圈数
撕裂模：为环形装置主要宏观不稳定性的一种，其性质为电阻，形态低M，驱动源为电流梯度，稳定方法是磁剪切（q a>m). 2．为什么简单圆环型磁场不能约束带电粒子？ 在均匀磁场中，带电粒子的运动轨迹为螺旋线，可分解成平行磁场方向的自由运动和垂直磁场方向的回旋运动，这是由于环向等离子体电流产生极向磁场实现旋转变换。如果是圆环型磁场进行约束，则带电粒子会发生漂移而大幅损失。 包层： 1.包层在聚变堆中的作用，以及对聚变堆安全的影响？ 1．氚增殖：维持聚变堆芯聚变反应所需的氚，实现氚自持.； 2．能量增殖：将聚变粒子（14Mev中子）能量转换为可利用能量，如热和电等； 3．辐射屏蔽：减少放射性物质的扩散，包容放射性物质。 影响：包层是聚变能走向应用的核心技术载体，也是聚变堆实现应用的目标功能载体。 2．固态增值包层和液态增值包层是按着什么进行分类的？两类包层的特点分别是什么？ 按氚增殖剂的形态分类。 固态氚增殖剂主要包括Li4SiO4, Li2Ti2O3, Li2ZrO3, LiAl O2和Li2O等。由于受到Li 的原子比以及填充率的限制，固态包层的氚增殖率普遍不高，为了达到合适的氚增殖率，需要在包层中布置可以提高中子产额的中子倍增剂，如Be等。固态陶瓷氚增殖剂和中子倍增剂Be在中子辐照和高温条件下，其热物理性能和机械性能会大大降低，因此对它们的使用温度有一定的限制，其允许使用的温度上限分别为900和650C。 液态增殖剂主要包括液态金属锂Li、液态锂铅共晶体LiPb、熔盐Flibe等。液态金属没有中子辐照损伤和热机械性能方面限制，在结构材料温度允许的条件下其运行温度可以达到很高。 其中固态包层的冷却剂主要是氦气和水，而液态包层除了可以用氦气和水之外，氚增殖剂本身也可以通过自身的流动将热量带出，起到冷却剂的功能。固态增殖剂包层由于只有一种冷却剂，因此只能选择单冷模式。而液态包层则可以选择单冷、双冷或液态金属自冷三种冷却方式。 3.什么是ITER？什么是TBM？在ITER上测试TBM的目标是什么？
简述核聚变的原理及应用前景
简述核聚变的原理及应用前景 龚炜（1143022064） 摘要：核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。释放的这些能量中很少的一部分用来维持聚变反应的继续进行，剩余的大部分能量将以热能的形式释放。我们研究核聚变反应很大程度上就是为了利用这剩余的能量。这些能量可以用于发电作动力源等。 关键词：核聚变原理应用危害 引言：人类社会进入高数发展的21世纪，对能源的需求将进一步增加。因为人类社会的发展是建立在能源消耗的基础上的，和能源技术的进步分不开，人类依赖能源而生存。据有关部门统计，人类从公元1年到公元1850年期间总共消耗7.4Q；从1850-1950年期间能量消耗为9Q；从1950-2000年期间能量消耗为11Q；预计2000-2050年将耗能61Q。面对日益加剧的能源消耗，而且常用的石油、天然气、煤炭等能源有限且对环境的污染较大。因此人类迫切需要一种储量大且对环境破坏小的能源，于是人类发现了聚变能。从此核聚变的研究竞相出现。 正文：核聚变的原理 主要原理：在标准的地面温度下，物质的原子核彼此靠近的程度只能达到原子的电子壳层 核聚变微观示意图
所允许的程度。因此，原子相互作用中只是电子壳层相互影响。带有同性正电荷的原子核间的斥力阻止它们彼此接近，结果原子核没能发生碰撞而不发生核反应。要使参加聚变反应的原子核必须具有足够的动能，才能克服这一斥力而彼此靠近。提高反应物质的温度，就可增大原子核动能。 反应条件：聚变反应需要高温，一个聚变反应释放出的能量很少，也是放出一些中子，这种小规模的核聚变反应还是可以借助人为的方法避开高温获得的，但如果要是大量的，就必须热核反应，使聚变反应变成一个自持的反应，就是自己维持自己的反应，就像烧火一样，煤要烧起来的话，一部分燃烧了，这部分燃烧产生的能量又影响到另外一部分温度提高了，另一部分又燃烧了，能量越多，煤燃起来的就越来越旺。聚变也是同样的性质，一个聚变了之后，能够放出一些中子，同时也产生一些能量，靠本身的聚变提供热的能量，维持温度。但这个温度要维持到一个很高的温度才能够维持热核聚变反应，温度要达到好几百万个摄氏度才能发生聚变反应，当少于这个温度的时候，聚变一会儿就熄灭了，就像烧火一样，火烧的不旺一会儿就了。这么高的高温，人为和其他的办法很难达到，只有靠原子核的裂变。聚变有一个好处就是没有核污染，而裂变有核污染。 即将发生核聚变反应 物理解释：物质由分子构成，分子由原子构成，原子中的原子核又由质子和中子构成，原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电，中子不带电。电子受原子核中正电的吸引，在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同，如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子，铀是天然元素中最重的原子，有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。
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
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/d211009286.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