反應堆材料學chapter01緒論part1課件

龍斌教授核工業(yè)研究生部ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China反應堆材料學MaterialsforNuclearApplication龍斌教授核工業(yè)研究生部ChinaInstituteChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China反應堆材料學MaterialsforNuclearApplication緒論Introductionpart1ChinaInstituteofAtomicEner反應堆材料總體安排

授課對象：碩士、博士研究生基礎課總課時64課時

每個課時為50分鐘授課，每章結束進行一次課堂練習；做ppt學術報告

考試方式：筆試+口試（？）

實習和參觀：1）反應堆（CEFR，CAAR）2）反應堆材料試驗裝置臺架3）熱室4）材料分析檢測實驗室反應堆材料總體安排授課對象：碩士、博士研究生基礎課核技術成功的關鍵取決于堆內(nèi)強輻射下材料的行為-費米，1946年第一章緒論核反應堆材料的重要性核技術成功的關鍵取決于堆內(nèi)強輻射下材料的行為第一章緒論核反1.反應堆材料是堆安全的基礎，它防止堆內(nèi)放射

性物質(zhì)外逸核反應堆材料的重要性第一道屏障——燃料芯塊第二道屏障——燃料包殼第三道屏障——壓力容器和一回路壓力邊界第四道屏障——安全殼1.反應堆材料是堆安全的基礎，它防止堆內(nèi)放射核反應堆材料的重2.核電站的可靠性和經(jīng)濟性與材料密切相關核反應堆材料的重要性河水、海水或冷卻塔蒸汽發(fā)生器（SG）：1）采用耐熱、耐腐蝕的結構材料；2）控制水質(zhì)包殼（Cladding）：1）采用中子吸收截面低的材料，減少中子的損失，從而提高燃耗；2）采用耐腐蝕抗輻照的材料，保證燃料結構完整，從而提高燃耗2.核電站的可靠性和經(jīng)濟性與材料密切相關核反應堆材料的重要性行波堆（TWR）核反應堆材料的重要性行波堆（TWR）核反應堆材料的重要性3.反應堆材料對各種堆型的設計、建造和壽命有密切的關系核反應堆材料的重要性1）不同的堆型對材料（燃料和結構材料）的選擇考慮不同PWR，BWRSFR，LFRCANDU2）核電站的壽命取決于結構材料壽期監(jiān)督的必要性：RPV工作條件苛刻：15.5MPa，~300oC，中子輻照；RPV龐大不可更換；

RPV是厚部件（max300mm），加工、焊接難；RPV材料為體心立方結構，存在低溫脆性，DBTT升高。3.反應堆材料對各種堆型的設計、建造和壽命有密切的關系核反應4.反應堆材料對反應堆的建設質(zhì)量和水平以及系列化、商品化和改進與發(fā)展起著重要的先導作用核反應堆材料的重要性先進的核反應堆設計需要先進的材料做保障TWR核島ADS4.反應堆材料對反應堆的建設質(zhì)量和水平以及系列化、商品化和改核反應堆材料的性能要求

反應堆材料的選材標準選材要求：核性能：1）燃料；2）結構材料；3）控制棒材料力學性能：具有好的強度、塑性及蠕變性能；化學性能：即相容性能。1）對燃料組件材料；2）對堆結構材料4.輻照性能：1）輻照腫脹；2）輻照硬化；3）輻照脆化5.物理性能：1）對燃料；2）對燃料組件材料；3）對反應堆部件結構材料6.工藝性能：易于加工，焊接性能好；7.經(jīng)濟性：材料容易獲得，成本低，使用經(jīng)驗豐富。核反應堆材料的性能要求反應堆材料的選材標準選材要求：核反應堆材料的性能要求

反應堆材料的選材標準SFR堆芯組件材料的選材包殼材料外套管材料輻照效應輻照腫脹輻照引起的蠕變輻照脆化輻照腫脹輻照引起的蠕變輻照脆化力學性能拉伸強度拉伸塑性蠕變強度蠕變塑性拉伸強度拉伸塑性腐蝕與鈉的相容性與燃料的相容性與裂變產(chǎn)物的相容性與鈉的相容性其他良好的加工性能國際上較為成熟的使用經(jīng)驗有供選擇的材料核反應堆材料的性能要求反應堆材料的選材標準SFR堆芯組件材河水、海水或冷卻塔核島第一節(jié)核裂變反應和反應堆簡介河水、海水或冷卻塔核島第一節(jié)核裂變反應和反應堆簡介主要的核燃料：23592U、23392U、23994Pu----可裂變（需高能中子）易裂變天然燃料U-238（99.28%），Th-232U-235（0.714%）

轉(zhuǎn)換燃料Pu-239,U-233二次再生燃料核裂變反應和反應堆簡介主要的核燃料：23592U、23392U、23994Pu-核裂變一個鈾核235裂變時釋放的能量如果按200MeV估算，1Kg鈾235全部裂變時放出的能量就相當于2800噸標準煤完全燃燒時釋放的化學能。一個鈾原子核裂變產(chǎn)

生200MeV的能量，一個

碳原子的燃燒產(chǎn)生4.1eV

的能量。核裂變反應和反應堆簡介核裂變一個鈾核235裂變時釋放一個鈾原子核裂變產(chǎn)核裂變反應和核裂變核能釋放的兩種形式快速（原子彈）慢速（核反應堆）核裂變反應和反應堆簡介核裂變核能釋放的兩種形式快速（原子彈）慢速（核反應堆）核裂變核裂變美國轟炸廣島用的littleboy原子彈核裂變不可控原子彈核裂變反應和反應堆簡介核裂變美國轟炸廣島用的littleboy原子彈核裂變不可控核裂變核裂變可控原子核的鏈式反應可以在人工控制下進行1942年，費米就主持建立了世界上第一個稱為“核反應堆”的裝置首次通過可控制的鏈式反應實現(xiàn)了核能的釋放1951年12月2日，人類首次用核反應爐產(chǎn)生出了電能，點亮了4只200W的燈泡（EBR-I）核裂變反應和反應堆簡介核裂變核裂變可控原子核的鏈式反應可以在人工控制下進行1942核裂變奧布寧斯克核電站原子核的鏈式反應可以在人工控制下進行1954年，前蘇聯(lián)建成世界上第一座核電站—5MW實驗性石墨沸水堆石墨慢化，輕水冷卻核裂變反應和反應堆簡介核裂變奧布寧斯克核電站原子核的鏈式反應可以在人工控制下進行1我國第一座自主研發(fā)的核電站-秦山核電站

QinshanICapacity:300MWeType:PWRGriddate:1991.12.15Loadfactor:96.39%(in2008)

QinshanIICapacity:2x600MWeType:PWRGriddate:unit-12002.02.01unit-22004.03.11Loadfactor:unit-187.38%unit-286.48%(in2008)

QinshanIIICapacity:2x700MWeType:PHWR(CANDU)Griddate:unit-12002.11.10unit-22003.06.12Loadfactor:unit-193.48%unit-289.34%(in2008)核裂變反應和反應堆簡介我國第一座自主研發(fā)的核電站-秦山核電站QinshanI核裂變慢化劑中子的速度不能太快，否則會與235U原子核“擦肩而過”，鈾核不能“捉住”它，不能發(fā)生核裂變。實驗證明，速度與熱運動速度相當?shù)闹凶幼钸m于引發(fā)裂變，這樣的中子就是“熱中子”，或稱慢中子。裂變產(chǎn)生的是速度很大的快中子，還要設法使快中子減速。因此，在鈾棒周圍要放“慢化劑”慢化劑材料：石墨、重水和輕水（或普通水）核裂變反應和反應堆簡介核裂變慢化劑中子的速度不能太快，否則會與慢化劑材料：石墨、重核裂變控制棒為了調(diào)節(jié)中子數(shù)目以控制反應速度，還需要在鈾棒之間插進一些鎘棒。鎘棒吸收中子能力很強，當反應過于激烈時，將鎘棒插深一些，它就會多吸收一些中子，鏈式反應的速度就會慢一些。鎘棒控制棒核裂變反應和反應堆簡介核裂變控制棒為了調(diào)節(jié)中子數(shù)目以控制反應鎘棒控制棒核裂變反應和有效增殖系數(shù)與臨界和反應性有效增殖系數(shù)：Keff=（本代中子數(shù)）/（前一代中子數(shù)）要使鏈式反應一代一代的進行，能量和中子連續(xù)不斷地釋放，其充分必要條件是：必需要Keff1反應堆臨界：Keff=1中子產(chǎn)生率等于中子損失率反應堆次臨界：Keff<1中子產(chǎn)生率小于中子損失率，鏈式反應不能自持反應堆超臨界：Keff>1中子產(chǎn)生率大于中子損失率核裂變反應和反應堆簡介反應性

的物理意義是表示反應堆偏離臨界的程度，它是控制的重要參數(shù)反應

=（Keff-1)/Keff有效增殖系數(shù)與臨界和反應性有效增殖系數(shù)：Keff=（本代中子核裂變核燃料裂變釋放的能量使反應區(qū)溫度升高。水或液態(tài)金屬鈉等流體在反應堆內(nèi)外循環(huán)流動，把反應堆內(nèi)產(chǎn)生的熱量傳輸出去，用于發(fā)電，同時也使反應堆冷卻。反應堆放出的熱使水變成水蒸氣，這些高溫高壓的蒸汽推動汽輪機發(fā)電。核電站工作流程圖核裂變反應和反應堆簡介核裂變核燃料裂變釋放的能量核電站工作流程圖核裂變反應和反應堆核反應堆的分類按核電的堆型發(fā)展可分為實驗堆、原型堆、商用堆3個階段實驗堆解決原理問題原型堆解決工程問題商用示范堆解決經(jīng)濟性即性價比問題實驗堆CEFR示范堆CFR600商用堆CFR10002011~2023~2035實現(xiàn)科學驗證開展燃料、材料等研究積累經(jīng)驗和人才實現(xiàn)工業(yè)示范驗證經(jīng)濟性形成快堆標準規(guī)范積累快堆電站經(jīng)驗實現(xiàn)商業(yè)推廣大規(guī)模增殖核燃料作為主力電站規(guī)?；l(fā)展核反應堆的分類按核電的堆型發(fā)展實驗堆原型堆商用示范堆實驗堆示核反應堆的分類按使用目的可分為生產(chǎn)堆、研究堆、動力堆生產(chǎn)堆用于生產(chǎn)聚變或可裂變核材料：如氚、233U和239Pu研究堆1）燃料材料輻照2)中子衍射、同位素生產(chǎn)動力堆將核裂變能轉(zhuǎn)換成電能分為：沸水堆壓水堆重水堆鈉冷快堆氣冷堆等核反應堆的分類按使用目的生產(chǎn)堆研究堆動力堆沸水堆（BWR）河水、海水或冷卻塔冷卻水從燃料棒處獲得熱量將冷卻劑變成蒸汽和水的混合物汽水分離器及蒸汽干燥器汽輪機發(fā)電285oC7MPaQ：壓力容器內(nèi)的沸騰水溫為285oC，請問壓力應該控制在多少？沸水堆（BWR）河水、海水或冷卻塔冷卻水從燃料棒處獲得熱量汽沸水堆（BWR）河水、海水或冷卻塔1.安全殼：鋼筋混凝土2.壓力容器：低合金鋼3.堆芯：燃料：UO2（2%～3%235U）燃料元件包殼：Zr-2組件盒：Zr-24.控制棒：B4C/304S.S5.回路管道：304S.S，316S.S或碳鋼沸水堆（BWR）河水、海水或冷卻塔1.安全殼：2.壓力容器：沸水堆（BWR）福島電站（BWR）結構示意圖CIAE，龍斌核工業(yè)研究生院沸水堆（BWR）福島電站（BWR）結構示意圖CIAE，龍斌核2011年3月11日當?shù)貢r間14:46分東日本里氏九級大地震女川核電站東海第二核電站福島第二核電站福島第一核電站東通核電站福島核事故的發(fā)展序列感謝趙志祥教授提供素材2011年3月11日當?shù)貢r間14:46分女川核電站東海第二核核電廠系統(tǒng)和材料福島核事故的發(fā)展序列2023/10/2核與輻射安全中心PPT(請鍵入標題)30福島第一核電站6臺機組地震發(fā)生時的狀態(tài):1-3號機組運行4號大修,燃料卸出,5-6號檢修裂變產(chǎn)物放射性衰變熱停堆后~6%1天后~1%5天后~0.5%

自動停堆，喪失廠外電,應急柴油機成功啟動2023/10/2核與輻射安全中心PPT(請鍵入標題)30福島第一核電站6臺機組地震發(fā)生時的狀態(tài):1-3號機組運行4號大修,燃料卸出,5-6號檢修裂變產(chǎn)物放射性衰變熱停堆后~6%1天后~1%5天后~0.5%

自動停堆，喪失廠外電,應急柴油機成功啟動核電廠系統(tǒng)和材料福島核事故的發(fā)展序列2023/7/26核與輻福島核事故的發(fā)展序列福島第一核電廠受海嘯水淹的過程感謝趙志祥教授提供素材福島核事故的發(fā)展序列福島第一核電廠受海嘯水淹的過程感謝趙志祥福島核事故的發(fā)展序列由于水位下降,堆芯裸露堆芯開始融化,相當多的融化的燃料可能轉(zhuǎn)移到RPV的底部,RPV的底部可能損壞1號機組:3月11日17:00左右2號機組:3月14日18:00左右3號機組:3月13日8:00左右冷卻劑溫度急劇上升、堆芯壓力快速上升排放蒸汽降壓,水位下降感謝趙志祥教授提供素材福島核事故的發(fā)展序列由于水位下降,堆芯裸露1號機組:冷卻劑福島核事故的發(fā)展序列福島第一核電廠1、3號機組氫氣爆炸情景鋯水反應產(chǎn)生大量氫氣,1-4號機組相繼發(fā)生氫氣爆炸Zr+2H20ZrO2+2H2福島核事故的發(fā)展序列福島第一核電廠1、3號機組氫氣爆炸情景鋯壓水堆（PWR）河水、海水或冷卻塔280-320oC15.5MPa280oC7MPa核裂變反應和反應堆簡介壓水堆（PWR）河水、海水或冷卻塔280-320oC28壓水堆（PWR）CurtsytoDr.RogerW.Staehle

核裂變反應和反應堆簡介壓水堆（PWR）CurtsytoDr.RogerW.壓水堆（PWR）河水、海水或冷卻塔1.安全殼：鋼筋混凝土2.壓力容器：低合金鋼+316SS3.堆芯：燃料：UO2燃料元件包殼：Zr-4（M5，ZIRLO）組件盒：Zr-4（M5，ZIRLO）4.控制棒：Ag-In-Cd/316,304S.S5.蒸發(fā)器：外殼：低合金鋼傳熱管：Inconel6006.一回路管道：316,304S.S7.二回路管道：碳鋼核裂變反應和反應堆簡介壓水堆（PWR）河水、海水或冷卻塔1.安全殼：2.壓力容器：重水堆（CANDU）CANDU型堆的特點是堆芯使用壓力管(代替壓水堆的壓力容器)，用重水作為慢化劑和冷卻劑,以天然鈾作燃料，采用不停堆更換燃料核裂變反應和反應堆簡介重水堆（CANDU）CANDU型堆的特點是堆芯使用壓力管(代核電廠系統(tǒng)和材料鈉冷快中子堆（SFR）熱功率1000～5000MWt反應堆壓力～1atm反應堆出口溫度530～550℃平均功率密度350MWt/m3燃料氧化物或金屬合金包殼316Ti,15Cr-15Ni,ODS核電廠系統(tǒng)和材料鈉冷快中子堆（SFR）熱功率1000～500核電廠系統(tǒng)和材料鈉冷快中子堆（SFR）中國實驗快堆（CEFR）介紹視頻CIAE，龍斌中國原子能科學研究院研究生院核電廠系統(tǒng)和材料鈉冷快中子堆（SFR）中國實驗快堆（CEFR核電廠系統(tǒng)和材料鈉冷快中子堆（SFR）1.堆芯：燃料：UO2,MOX,U-Pu-Zr燃料元件包殼：316Ti,15Cr-15Ni,ODS,HT9組件盒:316Ti,15Cr-15Ni,ODS,HT92.控制棒：B4C/316Ti3.堆容器：316S.S4.中間熱交換器：316S.S5.一回路管道：316S.S，304S.S6.SG傳熱管：2.25Cr-1Mo,T91核電廠系統(tǒng)和材料鈉冷快中子堆（SFR）1.堆芯：2.控制棒：核電廠系統(tǒng)和材料行波堆（TWR）核電廠系統(tǒng)和材料行波堆（TWR）核電廠系統(tǒng)和材料行波堆（TWR）CIAE，龍斌中國原子能科學研究院研究生院核電廠系統(tǒng)和材料行波堆（TWR）CIAE，龍斌中國原子能科學InnovativeNuclearReactors-GenerationIVSodiumcooledfastreactor(SFR)Leadcooledfastreactor(LFR)Gascooledfastreactor(GFR)SupercriticleWatercooledReactor(SCWR)VeryhighTemperatureReactor(VHTR)Moltensaltreactor(MSR)核電廠系統(tǒng)和材料InnovativeNuclearReactors-Ge

燃料

包殼材料

控制棒材料

壓力容器（RPV)材料

蒸汽發(fā)生器（SG）材料

反應堆一回路管道和閥門

反應堆冷卻劑泵核電廠系統(tǒng)和材料燃料核電廠系統(tǒng)和材料反應堆反應堆材料反應堆反應堆材料裝置反應堆材料裝置反應堆材料熱室反應堆材料熱室反應堆材料材料性能分析與檢測掃描電鏡實驗室ZEI