2023/1/11核電站材料

阮於珍編著

第一章概述（3學(xué)時）2022/12/231核電站材料

阮於珍編著第一章概述2023/1/12核電簡史1955年開始發(fā)展核工業(yè)主要為軍用1972年開始籌建核電站秦山一期30萬千瓦（300MW）核電站1981年11月獲批準(zhǔn)，1985年開工，1994年竣工大亞灣100萬千瓦（1000MW）核電站1982年12月批準(zhǔn)，1987年開工，1995年竣工2022/12/232核電簡史1955年開始發(fā)展核工業(yè)主要為2023/1/13當(dāng)前已運(yùn)行的核電站秦山一期—30萬秦山二期—2×65萬秦山三期—2×72.8萬大亞灣—2×100萬嶺澳—2×100萬田灣—2×100萬2022/12/233當(dāng)前已運(yùn)行的核電站秦山一期—30萬2023/1/14在建核電站秦山二期2×65萬三門2×100萬嶺澳二期2×100萬方家山2×100萬紅沿河2×100萬寧德2×100萬海陽福清陽江臺山2022/12/234在建核電站秦山二期2×65萬海陽2023/1/151.1材料在核電站中的重要性

（材料問題的嚴(yán)峻性）核電廠經(jīng)濟(jì)性面臨的挑戰(zhàn)核電廠安全性面臨的挑戰(zhàn)核電廠材料的工作條件高溫，高壓，溫度梯度，強(qiáng)輻射，腐蝕2022/12/2351.1材料在核電站中的重要性

（材料2023/1/16核電廠材料的工作條件

PWR高溫：290--320℃高壓：15.5MPa溫度梯度：2000--4000℃/cm強(qiáng)輻射:α、β、γ、中子、裂變產(chǎn)物腐蝕：腐蝕介質(zhì)、水的輻照分解產(chǎn)物

2022/12/236核電廠材料的工作條件

PWR高溫：292023/1/17常用動力堆簡介BWRPWRHWRLMFBR2022/12/237常用動力堆簡介BWR2023/1/18圖1.1沸水堆電站系統(tǒng)2022/12/238圖1.1沸水堆電站系統(tǒng)2023/1/19沸水堆電站系統(tǒng)2022/12/239沸水堆電站系統(tǒng)2023/1/110壓水堆電站系統(tǒng)

圖1.22022/12/2310壓水堆電站系統(tǒng)

2023/1/111壓水堆電站系統(tǒng)2022/12/2311壓水堆電站系統(tǒng)2023/1/112重水堆流程圖2022/12/2312重水堆流程圖2023/1/113CANDU型反應(yīng)堆流程圖

圖1.32022/12/2313CANDU型反應(yīng)堆流程圖

圖1.2023/1/114快堆電站系統(tǒng)

圖1.42022/12/2314快堆電站系統(tǒng)

圖1.42023/1/115池式快堆電站系統(tǒng)2022/12/2315池式快堆電站系統(tǒng)2023/1/116回路式快堆電站系統(tǒng)2022/12/2316回路式快堆電站系統(tǒng)2023/1/117

1.2材料的分類2022/12/2317

1.2材料2023/1/118材料的分類1）常規(guī)島用材料：凡是不暴露于放射性環(huán)境或一次水回路的材料都屬于這一類。這類材料與一般工業(yè)用材沒特殊的區(qū)別，2）反應(yīng)堆核島用材料：由于這部分材料暴露在輻射場內(nèi)，存在核材料的特殊問題。（1）核燃料：

a易裂變核素－任何能量中子都能引起核裂變的核素。如鈾-235、鈾-233、钚-239。

b可轉(zhuǎn)換核素是指某核素在俘獲高能中子（>1MeV）以后會轉(zhuǎn)換為可裂變核素。如釷-232、鈾-238。

(2)非核燃料（又統(tǒng)稱結(jié)構(gòu)材料）：包括包殼材料，結(jié)構(gòu)材料，慢化材料，冷卻劑材料，反射材料，控制材料及屏蔽材料。2022/12/2318材料的分類1）常規(guī)島用材料：凡是不暴2023/1/119包殼材料是指包裹核燃料的材料。包殼是燃料與冷卻劑隔離的屏障；也是反應(yīng)堆安全的第一道屏障。它的作用是防止燃料與冷卻劑反應(yīng)；防止裂變產(chǎn)物逃逸；保持燃料棒的完整性。要求材料具有小的中子吸收截面、高的導(dǎo)熱系數(shù)、強(qiáng)度好、韌塑性好、耐腐蝕、抗輻照、熱穩(wěn)定性好等。2022/12/2319包殼材料是指包裹核燃料的材料。包殼是2023/1/120結(jié)構(gòu)材料主要是指堆芯和一回路的結(jié)構(gòu)材料。包括壓力容器材料、管道材料、堆芯吊籃、泵、閥門、螺栓等的材料以及蒸汽發(fā)生器材料等。這些材料不僅要求有好的強(qiáng)度、韌性、抗輻照、耐腐蝕還必須有最小的誘發(fā)放射性，以便維護(hù)保養(yǎng)和處置。2022/12/2320結(jié)構(gòu)材料主要是指堆芯和一回路的結(jié)構(gòu)材2023/1/121慢化材料和反射材料慢化材料是指通過中子與材料原子之間的彈性碰撞來降低中子能量，使高能快中子變?yōu)槟鼙涣炎冊臃@，并激發(fā)另一次裂變的熱中子的材料。

反射材料是指該材料的原子與從堆芯逃逸的中子發(fā)生碰撞后，能使從堆芯逃逸的中子無吸收地反彈回堆芯的材料。要求與中子反應(yīng)時散射截面大，吸收截面小。2022/12/2321慢化材料和反射材料慢化材料是指通過中2023/1/122控制材料是一種中子吸收體，用于反應(yīng)堆使其實(shí)現(xiàn)受控核裂變的材料?？刂撇牧媳仨氂凶銐虻膹?qiáng)度，抗腐蝕、耐輻照、少的感生放射性、物理性能好，同時價格因素也很重要。2022/12/2322控制材料是一種中子吸收體，用于反應(yīng)堆2023/1/123屏蔽材料是指用于屏蔽放射線，中子或熱量的材料。屏蔽放射線要用質(zhì)量大、密度大的材料，如鉛、貧鈾、重混凝土等；屏蔽中子要用輕質(zhì)材料，如輕水、石蠟、石墨等；屏蔽熱量要用空腔不銹鋼弧形瓦或增大間距，增厚屏障層來達(dá)到。2022/12/2323屏蔽材料是指用于屏蔽放射線，中子或熱2023/1/124對核電廠材料的要求（1）

為了保證反應(yīng)堆安全運(yùn)行和設(shè)計壽命，各部件在服役時必須具有穩(wěn)定性、完整性和可靠性，材料的性能應(yīng)滿足下列要求：核性能：中子吸收截面，活化截面等力學(xué)性能：足夠的強(qiáng)度，韌、塑性，耐熱性物理性能：導(dǎo)熱，熱膨脹，熔點(diǎn)，晶體結(jié)構(gòu)化學(xué)性能：抗腐蝕性（包括SCC,氫脆等），抗高溫氧化，與其他材料的相容性2022/12/2324對核電廠材料的要求（1）為了2023/1/1251.3核電廠主要部件用材的

基本要求

2022/12/23251.3核電廠主要部件用材的

基本2023/1/126對核電廠材料的要求核性能：中子吸收、中子散射等抗輻照性能：輻照導(dǎo)致材料的性能改變，輻照腫脹，輻照生長，氦脆，輻照誘導(dǎo)放射性等抗腐蝕性能：與環(huán)境、與相鄰部件材料的相容性等物理性能：導(dǎo)熱性，熱膨脹，熔點(diǎn)等機(jī)械性能：強(qiáng)度、塑性、韌性、蠕變、疲勞等工藝性能：冷加工，熱加工，焊接，熱處理等經(jīng)濟(jì)性：原材料來源方便，制造成本低，使用經(jīng)驗豐富2022/12/2326對核電廠材料的要求核性能：中子吸收、2023/1/127理想的燃料須具備以下特點(diǎn)（1）燃料中易裂變原子密度高，即材料中應(yīng)含有高濃度的裂變（或增殖）原子，其它組合元素中不應(yīng)有中子吸收截面大的原子。（2）導(dǎo)熱性能好，即可以有高的功率密度（每單位堆芯體積的熱功率高），或高的比功率（每單位質(zhì)量燃料的熱功率高），燃料能承受高的熱流而不產(chǎn)生過大的溫度梯度，并能使燃料中心溫度保持在熔點(diǎn)以下。（3）熔點(diǎn)高，熔點(diǎn)以下沒有相變，不會因為相變而導(dǎo)致熔點(diǎn)以下的密度、形狀、尺寸及其它變化。（4）低的熱膨脹系數(shù)，以保持燃料元件的尺寸穩(wěn)定。（5）具有化學(xué)穩(wěn)定性，與包殼材料相容，與冷卻劑不發(fā)生化學(xué)反應(yīng)。（6）輻照下穩(wěn)定性好，即在強(qiáng)輻照下不會因腫脹、開裂和蠕變等引起變形而失效；機(jī)械性能（強(qiáng)度、韌性等）也不應(yīng)在輻照下有很大的變化。（7）材料的物理和力學(xué)性能好（8）易于加工，并能經(jīng)濟(jì)地生產(chǎn)。2022/12/2327理想的燃料須具備以下特點(diǎn)（1）燃料中2023/1/128包殼材料應(yīng)具備的性能（1）具有小的中子吸收截面；（2）具有良好的抗輻照損傷能力，并且在快中子輻照下不要產(chǎn)生強(qiáng)的長壽命核素。（3）具有良好的抗腐蝕性能，與燃料、冷卻劑相容性好。（4）具有好的強(qiáng)度、塑性及蠕變性能。（5）好的導(dǎo)熱性能及低的線膨脹系數(shù)。（6）易于加工，焊接性能好。（7）材料容易獲得，成本低。2022/12/2328包殼材料應(yīng)具備的性能（1）具有小的2023/1/129控制材料控制棒是核反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)可控和自持核裂變不可缺或的重要部件。對控制材料來講，最要緊的還是中子吸收截面大，對壓水堆來說不僅要求對熱中子的吸收，還要求對超熱中子的吸收；同時要求保持毒物效應(yīng)的時間長，含長半衰期的元素少，中子活化截面小；有足夠的強(qiáng)度、塑性、耐腐蝕性、耐輻照；工藝性和經(jīng)濟(jì)性好等。2022/12/2329控制材料控制棒是核反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)可控和自2023/1/130壓力容器材料壓水堆壓力容器是核反應(yīng)堆安全的第二道屏障，堆容器是主冷卻劑回路的一部分，主回路的可靠運(yùn)行，保證著燃料組件的冷卻和完整。因此壓力容器是壓水堆電站最關(guān)鍵的設(shè)備之一。壓水堆容器的設(shè)計壓力為17.6MPa，設(shè)計溫度350℃。作用于壓力容器的載荷除此以外還有因吸收γ射線引起的熱應(yīng)力；各種工況變動引起的溫度、壓力變動及由此引起的熱沖擊；溫度循環(huán)幾百到幾萬次引起的熱疲勞等。對材料的要求：

1）強(qiáng)度高、塑韌性好；

2）抗輻照耐腐蝕；

3）偏析與夾雜物少、晶粒細(xì)、組織穩(wěn)定；

4）工藝性能好（冷熱加工、焊接、熱處理）；

5）成本低、使用經(jīng)驗豐富2022/12/2330壓力容器材料壓水堆壓力容器是核反應(yīng)堆2023/1/131反應(yīng)堆冷卻劑泵(主泵)材料主泵在高溫、高壓下工作，殼體、葉輪、轉(zhuǎn)子等雖然不直接接受中子輻照，但由于與介質(zhì)接觸，會造成腐蝕，由于活動部件的相互摩擦，會造成磨損，同時由于介質(zhì)的循環(huán)作用，會把磨損或腐蝕的微粒帶進(jìn)堆芯輻照后形成放射性核素，造成很強(qiáng)的放射性。對這部分材料的除了機(jī)械性能和工藝性能方面要求外，還要求抗腐蝕，不帶和少帶會造成長壽命核素的元素，以及對堆內(nèi)性能發(fā)生干擾的元素。2022/12/2331反應(yīng)堆冷卻劑泵(主泵)材料2023/1/132一回路管道和閥門材料一回路管道和閥門都處于高溫高壓下，是壓力邊界，要嚴(yán)防泄漏。所用的材料要耐腐蝕，不帶或少帶造成長壽命核素的元素，以及對堆內(nèi)性能發(fā)生干擾的元素，如鈷、硼等。大部分的一回路管道和閥門都采用奧氏體不銹鋼制作。由于一回路管道比較大也有用低合金鋼制作，內(nèi)襯不銹鋼的。有的公司對大直徑的直管，使用離心鑄造，對彎管使用靜態(tài)鑄造。閥門用奧氏體不銹鋼鑄造或鍛造，閥座的密封面堆焊司太立合金。因為司太立合金含有較多鈷，它成為一回路放射性的主要來源。2022/12/2332一回路管道和閥門材料一回路管道和閥門2023/1/133蒸汽發(fā)生器材料壓水堆的蒸汽發(fā)生器與壓力容器類似，是大型設(shè)備，主要要求能耐受高溫、高壓水的腐蝕。熱管材料除要求耐高溫、高壓水的腐蝕不漏外，還要有較好的導(dǎo)熱性能，有較好的工藝性能，如焊接、脹管等。2022/12/2333蒸汽發(fā)生器材料壓水堆的蒸汽發(fā)生器與壓演講完畢，謝謝觀看！演講完畢，謝謝觀看！2023/1/135核電站材料

阮於珍編著

第一章概述（3學(xué)時）2022/12/231核電站材料

阮於珍編著第一章概述2023/1/136核電簡史1955年開始發(fā)展核工業(yè)主要為軍用1972年開始籌建核電站秦山一期30萬千瓦（300MW）核電站1981年11月獲批準(zhǔn)，1985年開工，1994年竣工大亞灣100萬千瓦（1000MW）核電站1982年12月批準(zhǔn)，1987年開工，1995年竣工2022/12/232核電簡史1955年開始發(fā)展核工業(yè)主要為2023/1/137當(dāng)前已運(yùn)行的核電站秦山一期—30萬秦山二期—2×65萬秦山三期—2×72.8萬大亞灣—2×100萬嶺澳—2×100萬田灣—2×100萬2022/12/233當(dāng)前已運(yùn)行的核電站秦山一期—30萬2023/1/138在建核電站秦山二期2×65萬三門2×100萬嶺澳二期2×100萬方家山2×100萬紅沿河2×100萬寧德2×100萬海陽福清陽江臺山2022/12/234在建核電站秦山二期2×65萬海陽2023/1/1391.1材料在核電站中的重要性

（材料問題的嚴(yán)峻性）核電廠經(jīng)濟(jì)性面臨的挑戰(zhàn)核電廠安全性面臨的挑戰(zhàn)核電廠材料的工作條件高溫，高壓，溫度梯度，強(qiáng)輻射，腐蝕2022/12/2351.1材料在核電站中的重要性

（材料2023/1/140核電廠材料的工作條件

PWR高溫：290--320℃高壓：15.5MPa溫度梯度：2000--4000℃/cm強(qiáng)輻射:α、β、γ、中子、裂變產(chǎn)物腐蝕：腐蝕介質(zhì)、水的輻照分解產(chǎn)物

2022/12/236核電廠材料的工作條件

PWR高溫：292023/1/141常用動力堆簡介BWRPWRHWRLMFBR2022/12/237常用動力堆簡介BWR2023/1/142圖1.1沸水堆電站系統(tǒng)2022/12/238圖1.1沸水堆電站系統(tǒng)2023/1/143沸水堆電站系統(tǒng)2022/12/239沸水堆電站系統(tǒng)2023/1/144壓水堆電站系統(tǒng)

圖1.22022/12/2310壓水堆電站系統(tǒng)

2023/1/145壓水堆電站系統(tǒng)2022/12/2311壓水堆電站系統(tǒng)2023/1/146重水堆流程圖2022/12/2312重水堆流程圖2023/1/147CANDU型反應(yīng)堆流程圖

圖1.32022/12/2313CANDU型反應(yīng)堆流程圖

圖1.2023/1/148快堆電站系統(tǒng)

圖1.42022/12/2314快堆電站系統(tǒng)

圖1.42023/1/149池式快堆電站系統(tǒng)2022/12/2315池式快堆電站系統(tǒng)2023/1/150回路式快堆電站系統(tǒng)2022/12/2316回路式快堆電站系統(tǒng)2023/1/151

1.2材料的分類2022/12/2317

1.2材料2023/1/152材料的分類1）常規(guī)島用材料：凡是不暴露于放射性環(huán)境或一次水回路的材料都屬于這一類。這類材料與一般工業(yè)用材沒特殊的區(qū)別，2）反應(yīng)堆核島用材料：由于這部分材料暴露在輻射場內(nèi)，存在核材料的特殊問題。（1）核燃料：

a易裂變核素－任何能量中子都能引起核裂變的核素。如鈾-235、鈾-233、钚-239。

b可轉(zhuǎn)換核素是指某核素在俘獲高能中子（>1MeV）以后會轉(zhuǎn)換為可裂變核素。如釷-232、鈾-238。

(2)非核燃料（又統(tǒng)稱結(jié)構(gòu)材料）：包括包殼材料，結(jié)構(gòu)材料，慢化材料，冷卻劑材料，反射材料，控制材料及屏蔽材料。2022/12/2318材料的分類1）常規(guī)島用材料：凡是不暴2023/1/153包殼材料是指包裹核燃料的材料。包殼是燃料與冷卻劑隔離的屏障；也是反應(yīng)堆安全的第一道屏障。它的作用是防止燃料與冷卻劑反應(yīng)；防止裂變產(chǎn)物逃逸；保持燃料棒的完整性。要求材料具有小的中子吸收截面、高的導(dǎo)熱系數(shù)、強(qiáng)度好、韌塑性好、耐腐蝕、抗輻照、熱穩(wěn)定性好等。2022/12/2319包殼材料是指包裹核燃料的材料。包殼是2023/1/154結(jié)構(gòu)材料主要是指堆芯和一回路的結(jié)構(gòu)材料。包括壓力容器材料、管道材料、堆芯吊籃、泵、閥門、螺栓等的材料以及蒸汽發(fā)生器材料等。這些材料不僅要求有好的強(qiáng)度、韌性、抗輻照、耐腐蝕還必須有最小的誘發(fā)放射性，以便維護(hù)保養(yǎng)和處置。2022/12/2320結(jié)構(gòu)材料主要是指堆芯和一回路的結(jié)構(gòu)材2023/1/155慢化材料和反射材料慢化材料是指通過中子與材料原子之間的彈性碰撞來降低中子能量，使高能快中子變?yōu)槟鼙涣炎冊臃@，并激發(fā)另一次裂變的熱中子的材料。

反射材料是指該材料的原子與從堆芯逃逸的中子發(fā)生碰撞后，能使從堆芯逃逸的中子無吸收地反彈回堆芯的材料。要求與中子反應(yīng)時散射截面大，吸收截面小。2022/12/2321慢化材料和反射材料慢化材料是指通過中2023/1/156控制材料是一種中子吸收體，用于反應(yīng)堆使其實(shí)現(xiàn)受控核裂變的材料?？刂撇牧媳仨氂凶銐虻膹?qiáng)度，抗腐蝕、耐輻照、少的感生放射性、物理性能好，同時價格因素也很重要。2022/12/2322控制材料是一種中子吸收體，用于反應(yīng)堆2023/1/157屏蔽材料是指用于屏蔽放射線，中子或熱量的材料。屏蔽放射線要用質(zhì)量大、密度大的材料，如鉛、貧鈾、重混凝土等；屏蔽中子要用輕質(zhì)材料，如輕水、石蠟、石墨等；屏蔽熱量要用空腔不銹鋼弧形瓦或增大間距，增厚屏障層來達(dá)到。2022/12/2323屏蔽材料是指用于屏蔽放射線，中子或熱2023/1/158對核電廠材料的要求（1）

為了保證反應(yīng)堆安全運(yùn)行和設(shè)計壽命，各部件在服役時必須具有穩(wěn)定性、完整性和可靠性，材料的性能應(yīng)滿足下列要求：核性能：中子吸收截面，活化截面等力學(xué)性能：足夠的強(qiáng)度，韌、塑性，耐熱性物理性能：導(dǎo)熱，熱膨脹，熔點(diǎn)，晶體結(jié)構(gòu)化學(xué)性能：抗腐蝕性（包括SCC,氫脆等），抗高溫氧化，與其他材料的相容性2022/12/2324對核電廠材料的要求（1）為了2023/1/1591.3核電廠主要部件用材的

基本要求

2022/12/23251.3核電廠主要部件用材的

基本2023/1/160對核電廠材料的要求核性能：中子吸收、中子散射等抗輻照性能：輻照導(dǎo)致材料的性能改變，輻照腫脹，輻照生長，氦脆，輻照誘導(dǎo)放射性等抗腐蝕性能：與環(huán)境、與相鄰部件材料的相容性等物理性能：導(dǎo)熱性，熱膨脹，熔點(diǎn)等機(jī)械性能：強(qiáng)度、塑性、韌性、蠕變、疲勞等工藝性能：冷加工，熱加工，焊接，熱處理等經(jīng)濟(jì)性：原材料來源方便，制造成本低，使用經(jīng)驗豐富2022/12/2326對核電廠材料的要求核性能：中子吸收、2023/1/161理想的燃料須具備以下特點(diǎn)（1）燃料中易裂變原子密度高，即材料中應(yīng)含有高濃度的裂變（或增殖）原子，其它組合元素中不應(yīng)有中子吸收截面大的原子。（2）導(dǎo)熱性能好，即可以有高的功率密度（每單位堆芯體積的熱功率高），或高的比功率（每單位質(zhì)量燃料的熱功率高），燃料能承受高的熱流而不產(chǎn)生過大的溫度梯度，并能使燃料中心溫度保持在熔點(diǎn)以下。（3）熔點(diǎn)高，熔點(diǎn)以下沒有相變，不會因為相變而導(dǎo)致熔點(diǎn)以下的密度、形狀、尺寸及其它變化。（4）低的熱膨脹系數(shù)，以保持燃料元件的尺寸穩(wěn)定。（5）具有化學(xué)穩(wěn)定性，與包殼材料相容，與冷卻劑不發(fā)生化學(xué)反應(yīng)。（6）輻照下穩(wěn)定性好，即在強(qiáng)輻照下不會因腫脹、開裂和蠕變等引起變形而失效；機(jī)械性能（強(qiáng)度、韌性等）也不應(yīng)在輻照下有很大的變化。（7）材料的物理和力學(xué)性能好（8）易于加工，并能經(jīng)濟(jì)地生產(chǎn)。2022/12/2327理想的燃料須具備以下特點(diǎn)（1）燃料中2023/1/162包殼材料應(yīng)具備的性能（1）具有小的中子吸收截面；（2）具有良好的抗輻照損傷能力，并且在快中子輻照下不要產(chǎn)生強(qiáng)的長壽命核素。（3）具有良好的抗腐蝕性能，與燃料、冷卻劑相容性好。（4）具有好的強(qiáng)度、塑性及蠕變性能。（5）好的導(dǎo)熱性能及低的線膨脹系數(shù)。（6）易于加工，焊接性能好。（7）材料容易獲得，成本低。2022/12/2328包殼材料應(yīng)具備的性能（1）具有小的2023/1/163控制材料控制棒是核反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)可控和自持核裂變不可缺或的重要部件。對控制材料來講，最要緊的還是中子吸收截面大，對壓水堆來說不僅要求對熱中子的吸收，還要求對超熱中子的吸收；同時要求保持毒物效應(yīng)的時間長，含長半衰期的元素少，中子活化截面??；有足夠的強(qiáng)度、塑性、耐腐蝕性、耐輻照；工藝性和經(jīng)濟(jì)性好等。2022/12/2329控制材料控制棒是核反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)可控和自2023/1/164壓力容器材料壓水堆壓力容器是核反應(yīng)堆安全的第二