1、龙龙 斌斌 教授教授核工业研究生部核工业研究生部China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, ChinaChina Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, ChinaChina Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, ChinaChina Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China反应堆材料反应堆材料总体安排总体安排p 授课授课对象：硕士、博士研究生基础课对象：硕士、博士研究生基础课
2、p 总总课时课时64课时课时p 每个课时为每个课时为50分钟授课，每章结束进行一分钟授课，每章结束进行一次课堂练习；做次课堂练习；做ppt学术报告学术报告p 考试方式：笔试考试方式：笔试 + 口试口试 （？）（？）p 实习和参观：实习和参观： 1）反应堆（）反应堆（CEFR，CAAR） 2）反应堆材料试验装置台架）反应堆材料试验装置台架 3）热室）热室 4）材料分析检测）材料分析检测实验室实验室核技术成功的关键取决于堆核技术成功的关键取决于堆内强辐射下材料的行为内强辐射下材料的行为 - -费米，费米，19461946年年第一章第一章 绪论绪论核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要性1.1.反应
3、堆材料是堆安全的基础，它防止堆内放射反应堆材料是堆安全的基础，它防止堆内放射 性物质外逸性物质外逸核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要性第一道屏障燃料芯块燃料芯块第二道屏障燃料包壳燃料包壳第三道屏障压力容器和一回路压力边界压力容器和一回路压力边界第四道屏障安全壳安全壳2.2.核电站的可靠性和经济性与材料密切相关核电站的可靠性和经济性与材料密切相关核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要性河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔蒸汽发生器（蒸汽发生器（SG）：1）采用耐热、耐腐蚀的结构材）采用耐热、耐腐蚀的结构材料；料；2）控制水质）控制水质包壳（包壳（Cladding）：1）采用中子吸收截面低的材
4、料，）采用中子吸收截面低的材料，减少中子的损失，从而提高燃耗；减少中子的损失，从而提高燃耗；2）采用耐腐蚀抗）采用耐腐蚀抗辐照的材料，保证燃料结构完整，从而提高燃耗辐照的材料，保证燃料结构完整，从而提高燃耗行波堆（行波堆（TWRTWR）核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要性3.3.反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命有反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命有密切的关系密切的关系核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要性1）不同的堆型对材料（燃料和结构材料）的选择考虑不同）不同的堆型对材料（燃料和结构材料）的选择考虑不同PWRPWR，BWRBWRSFRSFR，LFRLFRCANDUCANDU2
5、）核电站的寿命取决于结构材料）核电站的寿命取决于结构材料 寿期监督的必要性寿期监督的必要性： RPV工作条件苛刻：工作条件苛刻：15.5MPa，300oC，中子辐照；，中子辐照； RPV庞大不可更换；庞大不可更换； RPV是厚部件（是厚部件（max300mm），加工、焊接难；），加工、焊接难； RPV材料为体心立方结构，存在低温脆性，材料为体心立方结构，存在低温脆性，DBTT升高。升高。4.4.反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系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起着重要的列化、商品化和改进与发展起着重要的先导作用先导作用核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要
6、性先进的核反应堆设计需要先进的材料做先进的核反应堆设计需要先进的材料做保障保障TWRTWR核岛核岛ADSADS核反应堆材料的性能要求核反应堆材料的性能要求 反应堆材料的选材标准反应堆材料的选材标准选材要求选材要求：1. 核性能：核性能：1）燃料；）燃料； 2）结构材料；）结构材料； 3）控制棒材料）控制棒材料2. 力学性能：具有好的强度、塑性及蠕变性能；力学性能：具有好的强度、塑性及蠕变性能；3. 化学性能：即相容性能。化学性能：即相容性能。1）对燃料组件材料；）对燃料组件材料；2）对堆结构材料对堆结构材料4. 辐照性能：辐照性能：1）辐照肿胀；）辐照肿胀；2）辐照硬化；）辐照硬化；3）辐照）
7、辐照脆化脆化5. 物理性能：物理性能：1）对燃料；）对燃料；2）对燃料组件材料；）对燃料组件材料；3）对反应堆部件结构材料对反应堆部件结构材料6. 工艺性能：易于加工，焊接性能好；工艺性能：易于加工，焊接性能好；7. 经济性：材料容易获得，成本低，使用经验丰富。经济性：材料容易获得，成本低，使用经验丰富。核反应堆材料的性能要求核反应堆材料的性能要求 反应堆材料的选材标准反应堆材料的选材标准SFR堆芯组件材料的选材堆芯组件材料的选材包壳材料包壳材料外套管材料外套管材料辐照效应辐照效应辐照肿胀辐照肿胀辐照引起的蠕变辐照引起的蠕变辐照脆化辐照脆化辐照肿胀辐照肿胀辐照引起的蠕变辐照引起的蠕变辐照脆化辐
8、照脆化力学性能力学性能拉伸强度拉伸强度拉伸塑性拉伸塑性蠕变强度蠕变强度蠕变塑性蠕变塑性拉伸强度拉伸强度拉伸塑性拉伸塑性腐腐 蚀蚀与钠的相容性与钠的相容性与燃料的相容性与燃料的相容性与裂变产物的相容性与裂变产物的相容性与钠的相容性与钠的相容性其其 他他良好的加工性能良好的加工性能国际上较为成熟的使用经验国际上较为成熟的使用经验有供选择的材料有供选择的材料河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔核核 岛岛第一节第一节 核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介主要的核燃料：主要的核燃料： 23592U、23392U、23994Pu-可裂变（需高能中子）可裂变（需高能中子） 易裂变易裂变天然燃料天然燃
9、料U-238 （99.28%），），Th-232U-235 （0.714%） 转换燃料转换燃料Pu-239,U-233二二次次再再生生燃燃料料核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变一个一个铀核铀核235裂变时释放裂变时释放的能量如果按的能量如果按200MeV估算，估算，1Kg铀铀235全部裂全部裂变时放出的能量就相当于变时放出的能量就相当于2800吨标准煤完全燃烧吨标准煤完全燃烧时释放的化学能。时释放的化学能。MeVnBrLanU200287351475723592一个铀原子核裂变产一个铀原子核裂变产 生生200MeV的能量，一个的能量，一个 碳原子的燃烧产生碳原子的燃烧产生
10、4.1eV 的能量。的能量。核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变核能释放的两种形式核能释放的两种形式 快速（原子弹）快速（原子弹） 慢速（核反应堆）慢速（核反应堆）核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变美国轰炸广岛用的美国轰炸广岛用的little boy原子弹原子弹核裂变不可控核裂变不可控原子弹原子弹核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变核裂变可控核裂变可控原子核的链式反应可以在原子核的链式反应可以在人工控制人工控制下进行下进行1942年，年，费米费米就主持建立了世界上第一个称为就主持建立了世界上第一个称为“核反应堆核反应堆”的装置的装置
11、首次通过可控制的链式反应实现了核能的释放首次通过可控制的链式反应实现了核能的释放1951年年12月月2日，人类首次用核反应炉产生出了电能，点亮了日，人类首次用核反应炉产生出了电能，点亮了4只只200W的灯泡（的灯泡（EBR-I）核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变奥布宁斯克核电站奥布宁斯克核电站原子核的链式反应可以在原子核的链式反应可以在人工控制人工控制下进行下进行1954年，前苏联建成世界上第一座核电站年，前苏联建成世界上第一座核电站5MW实验性石墨沸水实验性石墨沸水堆堆石墨慢化，轻水冷却核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介我国第一座自主研发的核电站我国第一座自主
12、研发的核电站-秦山核电站秦山核电站 Qinshan I Capacity: 300 MWe Type: PWR Grid date: 1991.12.15 Load factor: 96.39% (in 2008) Qinshan II Capacity: 2x600 MWe Type: PWR Grid date: unit-1 2002.02.01 unit-2 2004.03.11 Load factor: unit-1 87.38% unit-2 86.48% (in 2008) Qinshan III Capacity: 2x700 MWe Type: PHWR(CANDU) Gri
13、d date: unit-1 2002.11.10 unit-2 2003.06.12 Load factor: unit-1 93.48% unit-2 89.34% (in 2008)核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变慢化剂慢化剂中子的速度不能太快，否则会与中子的速度不能太快，否则会与235235U U原子核原子核“擦肩而过擦肩而过”，铀核，铀核不能不能“捉住捉住”它，不能发生核裂它，不能发生核裂变。变。实验证明，速度与热运动速度相实验证明，速度与热运动速度相当的中子最适于引发裂变，这样当的中子最适于引发裂变，这样的中子就是的中子就是“热中子热中子”，或称，或称慢慢中
14、子中子。裂变产生的是速度很大的快中子，还要设法使快中子减速。裂变产生的是速度很大的快中子，还要设法使快中子减速。因此，在铀棒周围要放因此，在铀棒周围要放“慢化剂慢化剂”慢化剂材料：慢化剂材料： 石墨、重水和轻水（或普通水）石墨、重水和轻水（或普通水）核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核裂变核裂变控制棒控制棒为了调节为了调节中子数目中子数目以控制反应以控制反应速度，还需要在铀棒之间插进速度，还需要在铀棒之间插进一些一些镉棒镉棒。镉棒。镉棒吸收中子吸收中子能力能力很强，当反应过于激烈时，将很强，当反应过于激烈时，将镉棒镉棒插深插深一些，它就会一些，它就会多吸收多吸收一些中子，链式反应的速
15、度就一些中子，链式反应的速度就会慢一些。会慢一些。镉棒镉棒控制棒控制棒核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介有效增殖系数与临界和反应性有效增殖系数与临界和反应性有效增殖系数有效增殖系数：K Keffeff= =（本代中子数）（本代中子数）/ / （前一代中子数）（前一代中子数）要使链式反应一代一代的进行，能量和中子连续不断地释放，要使链式反应一代一代的进行，能量和中子连续不断地释放，其充分必要条件是：其充分必要条件是：必需要必需要K Keff eff 1 1反应堆临界：反应堆临界： K Keffeff=1 =1 中子产生率等于中子损失率中子产生率等于中子损失率反应堆次临界：反应堆次临界：
16、 K Keffeff1 1 1 中子产生率大于中子损失率中子产生率大于中子损失率核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介反应性反应性 的物理意义是表示反应堆偏离临界的程度，它是控制的物理意义是表示反应堆偏离临界的程度，它是控制的重要参数反应的重要参数反应 = = （Keff-1)/KeffKeff-1)/Keff核裂变核裂变核燃料裂变核燃料裂变释放的能量释放的能量使反应区温度升高。水使反应区温度升高。水或液态金属钠等或液态金属钠等流体流体在在反应堆内外循环流动，反应堆内外循环流动，把反应堆内把反应堆内产生的热量产生的热量传输出去，用于发电，传输出去，用于发电，同时也使反应堆同时也使反应堆冷
17、却冷却。反应堆放出的热使水变反应堆放出的热使水变成成水蒸气水蒸气，这些高温高，这些高温高压的蒸汽推动汽轮机压的蒸汽推动汽轮机发发电电。核电站工作流程图核电站工作流程图核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核反应堆的分类核反应堆的分类按核电的堆型发展按核电的堆型发展可分为实验堆、原型堆、商用堆可分为实验堆、原型堆、商用堆3 3个阶段个阶段实验堆实验堆解决原理问题解决原理问题原型堆原型堆解决工程问题解决工程问题商用示范堆商用示范堆解决经济性即性价比问题解决经济性即性价比问题实验堆CEFR示范堆CFR600商用堆CFR10002011 2023 2035l 实现科学验证l 开展燃料、材料等研究
18、l 积累经验和人才l 实现工业示范l 验证经济性l 形成快堆标准规范l 积累快堆电站经验l 实现商业推广l 大规模增殖核燃料l 作为主力电站规模化发展核反应堆的分类核反应堆的分类按使用目的按使用目的可分为生产堆、研究堆、动力堆可分为生产堆、研究堆、动力堆生产堆生产堆用于生产用于生产聚变或可聚变或可裂变核材裂变核材料：如氚、料：如氚、233233U U和和239239PuPu 研究堆研究堆1 1）燃料材料辐照）燃料材料辐照2)2) 中子衍射、同位素生产中子衍射、同位素生产动力堆动力堆将核裂变能将核裂变能转换成电能转换成电能分为：分为：沸水堆沸水堆压水堆压水堆重水堆重水堆钠冷快堆钠冷快堆气冷堆等气
19、冷堆等沸水堆（沸水堆（BWRBWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔冷却水从燃料棒处获得热量将冷却剂变成蒸汽和水的混合物汽水分离器及蒸汽干燥器汽轮机发电285oC7MPaQ：压力容器内的沸腾水温为：压力容器内的沸腾水温为285oC，请问压力应该控制在多少？，请问压力应该控制在多少？沸水堆（沸水堆（BWRBWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔1.安全壳：安全壳：钢筋混凝土钢筋混凝土2.压力容器：压力容器：低合金钢低合金钢3.堆芯：堆芯：燃料：燃料：UO2（2%3%235U）燃料元件包壳：燃料元件包壳：Zr-2组件盒：组件盒：Zr-24.控制棒：控制棒：B4C/304S.S5.回路管道：
20、回路管道：304S.S，316S.S或碳钢或碳钢沸水堆（沸水堆（BWRBWR）福岛电站（福岛电站（BWR）结构示意图）结构示意图CIAECIAE，龙斌，龙斌核工业研究生院核工业研究生院2011年年3月月11日当地时间日当地时间14:46分分东日本里氏九级大地震东日本里氏九级大地震女川核电站女川核电站东海第二核电站东海第二核电站福岛第二核电站福岛第二核电站福岛第一核电站福岛第一核电站东通核电站东通核电站福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列感谢赵志祥教授提供素材感谢赵志祥教授提供素材核电厂系统和材料核电厂系统和材料福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列2022-6-8核与辐射安全中心PPT(
21、请键入标题)30福岛第一核电站福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态台机组地震发生时的状态: 1-3号机组运行号机组运行 4号大修号大修,燃料卸出燃料卸出, 5-6号检修号检修 自动停堆，丧失厂外电自动停堆，丧失厂外电, 应急柴油机成功启动应急柴油机成功启动2022-6-8核与辐射安全中心PPT(请键入标题)30福岛第一核电站福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态台机组地震发生时的状态: 1-3号机组运行号机组运行 4号大修号大修,燃料卸出燃料卸出, 5-6号检修号检修 自动停堆，丧失厂外电自动停堆，丧失厂外电, 应急柴油机成功启动应急柴油机成功启动福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列福岛
22、第一核电厂受海啸水淹的过程福岛第一核电厂受海啸水淹的过程福岛第一核电厂受海啸水淹的过程福岛第一核电厂受海啸水淹的过程福岛第一核电厂受海啸水淹的过程福岛第一核电厂受海啸水淹的过程感谢赵志祥教授提供素材感谢赵志祥教授提供素材福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列由于水位下降由于水位下降, 堆芯裸露堆芯裸露堆芯开始融化堆芯开始融化,相当多的融相当多的融化的燃料可能转移到化的燃料可能转移到RPV的的底部底部,RPV的底部可能损坏的底部可能损坏1号机组号机组: 3月月11日日17:00左右左右2号机组号机组: 3月月14日日18:00左右左右3号机组号机组: 3月月13日日8:00左右左右感谢赵志祥教
23、授提供素材感谢赵志祥教授提供素材福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列福岛第一核电厂福岛第一核电厂1、3号号机组氢气爆炸情景机组氢气爆炸情景2压水堆（压水堆（PWRPWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔280-320oC15.5MPa 280oC7MPa核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介压水堆（压水堆（PWRPWR）Curtsy to Dr. Roger W. Staehle 核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介压水堆（压水堆（PWRPWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔1.安全壳：安全壳：钢筋混凝土钢筋混凝土2.压力容器：压力容器：低合金钢低合金钢+316SS
24、3.堆芯：堆芯：燃料：燃料：UO2燃料元件包壳：燃料元件包壳：Zr-4（M5，ZIRLO）组件盒：组件盒： Zr-4（M5，ZIRLO）4.控制棒：控制棒：Ag-In-Cd/316,304S.S5.蒸发器：蒸发器：外壳：低合金钢外壳：低合金钢传热管：传热管：Inconel 6006.一回路管道：一回路管道：316,304S.S7.二回路管道：二回路管道：碳钢碳钢核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介重水堆（重水堆（CANDUCANDU）CANDU型堆的特点是堆芯使用压力管型堆的特点是堆芯使用压力管(代替压水堆的代替压水堆的压力容器压力容器)，用重水作为慢化剂和冷却剂，用重水作为慢化剂和冷
25、却剂,以天然铀作以天然铀作燃料，采用不停堆更换燃料燃料，采用不停堆更换燃料核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核电厂系统和材料核电厂系统和材料钠冷快中子堆（钠冷快中子堆（SFRSFR）热功率热功率10005000 MWt反应堆压力反应堆压力1atm反应堆出口温度反应堆出口温度530550 平均功率密度平均功率密度350 MWt/m3燃料燃料 氧化物或金属合金氧化物或金属合金包壳包壳316Ti,15Cr-15Ni,ODS核电厂系统和材料核电厂系统和材料钠冷快中子堆（钠冷快中子堆（SFRSFR）中国实验快堆（中国实验快堆（CEFR）介绍）介绍视频视频CIAECIAE，龙斌，龙斌中国原子能科
26、学研究院研究生院中国原子能科学研究院研究生院核电厂系统和材料核电厂系统和材料钠冷快中子堆（钠冷快中子堆（SFRSFR）1.堆芯：堆芯：燃料：燃料：UO2 ,MOX, U-Pu-Zr燃料元件包壳：燃料元件包壳：316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9组件盒组件盒: 316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT92.控制棒：控制棒： B4C/316Ti3.堆容器：堆容器： 316S.S4.中间热交换器：中间热交换器： 316S.S5.一回路管道：一回路管道： 316S.S，304S.S6.SG传热管：传热管： 2.25Cr-1Mo,T91核电厂系统和材料核电厂系统和材料行波堆（行
27、波堆（TWRTWR）核电厂系统和材料核电厂系统和材料行波堆（行波堆（TWRTWR）CIAECIAE，龙斌，龙斌中国原子能科学研究院研究生院中国原子能科学研究院研究生院Innovative Nuclear Reactors-Generation IVSodium cooled fast reactor (SFR)Lead cooled fast reactor (LFR)Gas cooled fast reactor (GFR)Supercriticle Water cooled Reactor (SCWR)Very high Temperature Reactor (VHTR)Molten s
28、alt reactor(MSR)核电厂系统和材料核电厂系统和材料 燃料燃料 包壳材料包壳材料 控制棒材料控制棒材料 压力容器（压力容器（RPV)RPV)材料材料 蒸汽发生器（蒸汽发生器（SGSG）材料）材料 反应堆一回路管道和阀门反应堆一回路管道和阀门 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵核电厂系统和材料核电厂系统和材料反应堆反应堆反应堆材料反应堆材料装置装置反应堆材料反应堆材料热室热室反应堆材料反应堆材料材料性能分析与检测材料性能分析与检测扫描电镜实验室扫描电镜实验室ZEISS SUPRA55ZEISS SUPRA55性能参数性能参数：分辨率：0.8nm15KV放大倍数：12-1,000,000 x
29、加速电压：0.02-30KV探针电流：4pA-20nA样品室：300mm()x270mm (h)反应堆材料反应堆材料材料性能分析与检测材料性能分析与检测性能参数性能参数：点分辨率：0.24nm；线分辨率：0.10nm；加速电压：80-200kV；倾斜角：25o；STEM分辨率：0.20nm透射电镜实验室透射电镜实验室JEOL-2100FJEOL-2100F反应堆材料反应堆材料材料性能分析与检测材料性能分析与检测X X射线衍射分析实验室射线衍射分析实验室BrukerBruker Advance D8 Advance D8性能参数性能参数：光管类型：Cu靶 陶瓷X光管；光管功率：2.2kw；超速林
30、克斯阵列检测器线性范围：7.6106cps,背景：0.1cps反应堆材料反应堆材料持久蠕变实验室持久蠕变实验室GWT2304GWT2304性能参数性能参数：最大试验力：30kN最大实验温度：1100oC冲击实验室冲击实验室性能参数性能参数：最大冲击能量：300J，150J摆锤力矩(冲击常数)：160.7695Nm , 80.3848Nm角度最小分辨力：0.1试验温度：室温-60o反应堆材料反应堆材料旋转高压釜实验室旋转高压釜实验室性能参数性能参数：容积：5升内胆：Inconel 625合金材料 最大压力：35MPa最大工作温度：500C最大旋转速度；1750RPM主要功能主要功能：静态/动态高温高压挂片试验（临界和超临界）反应堆材料反应堆材料CIAECIAE，龙斌，龙斌核工业研究生院核工业研究生院
