第三章核反应堆结构与材料复件精要.ppt

* * * * * * * * * * * * * * * 2010.07 3.2 核反应堆材料 对于制作压力容器材料的要求： 1.强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好； 2.材质的纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定； 3.容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大； 4.成本低，有使用过的经历。 3.2.2.1 反应堆压力容器材料 * 2010.07 3.2 核反应堆材料 不同类型反应堆压力容器使用的材料 轻水堆： 采用Mn-Mo-Ni A533B钢、A508钢等。 Mn用于强化基体和提高淬透性；Mo用于提高钢的高温性能及降低回火脆性；Ni用于增加钢的强度和韧性。 快堆： 采用耐更高温度、耐液态钠腐蚀的304或316奥氏体不锈钢。 气冷堆： 采用预应力混凝土。压力容器壁厚3~8 m，内表面还有10~30 mm厚的低碳钢层。 * 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.2.2 堆内构件材料 在水冷堆中，除燃料包壳外，结构材料多使用奥氏体不锈钢。 奥氏体不锈钢具有耐高温、耐腐蚀、耐辐照、塑性高、焊接性能好等特点。 通过冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奥氏体钢的强度和抗晶间腐蚀、抗应力腐蚀的能力。 如1Cr18Ni9Ti，304，347等。 * 2010.07 3.2 核反应堆材料 3.2.2.3 燃料元件包壳材料 燃料元件包壳用于包容燃料芯体和裂变产物，是距离核燃料最近的结构材料。 燃料包壳在反应堆内的工作环境十分恶劣： 1.包壳要承受高温、高压和强烈的中子辐照； 2.包壳内壁要受到裂变气体压力、腐蚀和燃料肿胀等危害； 3.包壳外壁要受到冷却剂的压力、冲刷、振动和腐蚀； 4.为了不增大传热热阻，燃料包壳一般都很薄。 由于要求燃料包壳吸收中子的截面一定要低，现在主要使用的包壳材料是铝、镁和锆的合金。 * 2010.07 3.2 核反应堆材料 1. 铝合金 优点： 生产和工艺技术比较成熟，中子吸收截面小(0.24×10-28 cm-2)，导热性好，容易加工。 缺点： 熔点低、耐热性差，在高温水中存在晶间腐蚀，因此只能用于250 ℃ 以下的反应堆（实验堆和生产堆）中。 受辐照后，铝合金的强度升高，塑性和韧性下降、脆性增大。与其它材料不同的是热中子辐照对铝合金的影响比快中子大。 * 2010.07 3.2 核反应堆材料 2. 镁合金 优点： 塑性好，热中子吸收截面小(0.069×10-28 cm-2)，抗氧化能力强，且容易加工。 缺点： 熔点较低(650 ℃ )、一般不允许在高于550 ℃的条件下使用 。 除此以外，镁合金延展性好，对辐照和热循环引起的应力变化适应能力强，具有抗蠕变能力。 * 2010.07 3.2 核反应堆材料 3. 锆合金 优点： 熔点高（1850 ℃ ）、热中子吸收截面小（Zr-2合金小于0.24×10-28 cm-2 ）。添加金属微量元素后，锆合金的强度和耐腐蚀性能等均可提高。 缺点： 当温度达到862 ℃ 时，锆由α相转变为延展性较差的β相。另外，锆合金在400 ℃的高温水中会发生严重的腐蚀，因此锆合金做包壳时表面最高温度一般应限定在350 ℃以下。 a. * 2010.07 3.2 核反应堆材料 锆合金在吸收燃料芯块或冷却剂中的H后，会发生氢脆效应，因此要严格控制燃料芯块和冷却剂中的氢浓度。 b. 辐照将引起锆合金屈服强度和极限强度的增高，降低其延展率，导致辐照脆化，影响燃料元件的寿命。 c. 锆合金在压水堆工作温度和应力范围内会产生显著儒变，儒变随温度增高及辐照量的增加而增大，可能造成元件包壳的坍塌。 d. 高温下，锆和水将发生放出氢气的锆水反应。在反应堆发生失水事故时，这一反映将释放出巨大的热量和爆炸性气体，从而加剧事故的严重性。 e. * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * Module und Variations_E Module und Variations_E 第三章 核反应堆结构与材料 * 2010.07 3.1 压水堆结构 压水堆的纵剖面 3.1.1 概述 堆芯 压力容器 堆芯支撑结构 控制棒驱动机构 * 2010.07 3.1 压水堆结构 堆芯和压力容器的断面 * 2010.07 3.1 压水堆结构 三门核电站AP1000的压力容器 3.1.2 反应堆压力容器 一座100万千瓦压水堆核电站的压力壳，高12~13 m，直径5~6 m，壁厚250 mm，总重量达400~500 t。 一座110万千瓦沸水堆核电站的压力壳，高约22 m，直径6.4 m，壁厚约160 mm。 压力容器的制造材料要求强度高、韧性好、耐高温腐蚀