主要內容2.核燃料

3.慢化劑材料

4.冷卻劑材料

5.結構材料

1.材料的輻照效應

現(xiàn)在是1頁\一共有56頁\編輯于星期四反應堆材料在核電站中的作用和地位是十分重要的：1.反應堆安全的重點是防止堆內放射性物質外逸；2.核電廠的可靠性和經(jīng)濟性也與材料密切相關；3.反應堆材料對各種堆型的設計、建造和壽命也有密切的關系；4.反應堆材料對反應堆的建設質量和水平以及系列化、商品化和改進與發(fā)展都起著重要的先導作用。核動力設備的材料必須按照其使用條件合理選用，必須符合國家制定的相應規(guī)范和標準前言現(xiàn)在是2頁\一共有56頁\編輯于星期四核電站材料問題建造、運行上出現(xiàn)的問題多半與材料有關；國內：秦山二期壓力容器、田灣蒸汽發(fā)生器…國外：Davis-Besse封頭腐蝕，南Texas下部儀表管腐蝕…反應堆材料的工況比較復雜：溫度、壓力和腐蝕介質、中子輻照、震動、流體沖刷等；設計時，堆材料的使用性能需與工況要求相互匹配，并留有充足余量，需要通過合理選材、改進工藝或開發(fā)新材料，以降低成本、延長壽命和改進堆型。在核電站的定型化、標準化、系列化和商品化的各階段中，都需要有大量材料數(shù)據(jù)作基礎。

現(xiàn)在是3頁\一共有56頁\編輯于星期四2002年3月6日，Davis-BesseUSA2004年8月9日，日本美濱給水管2003年4月12日，南TexasUSA現(xiàn)在是4頁\一共有56頁\編輯于星期四核性能力學性能化學性能物理性能輻照性能工藝性能經(jīng)濟性反應堆材料的性能應滿足下列要求:現(xiàn)在是5頁\一共有56頁\編輯于星期四反應堆材料的性能要求-1（1）核性能為減少中子消耗、降低235U的臨界質量(堆芯臨界尺寸)和濃度(富集度)，除控制材料外，堆芯所有結構材料的中子吸收截面都應該盡可能地小；為減少放射性危害，制造反應堆的材料活化截面也應該盡可能小，含長半衰期元素少，如Co?，F(xiàn)在是6頁\一共有56頁\編輯于星期四3反應堆材料的性能要求-2（2）機械性能強度、塑韌性和熱強性高，缺口敏感性和晶體長大傾向性小。（3）化學性能抗腐蝕、抗高溫氧化能力強；點腐蝕、晶間腐蝕和應力腐蝕傾向性小。（4）輻照性能輻照期間組織、結構應穩(wěn)定，脆化、腫脹等輻照效應和PCI（芯塊與包殼的相互作用）??；雜質和氣體合量少，純潔度高，尤其Cu、P、S含量應盡量少，成分偏析??；晶粒和沉淀強化相要細小穩(wěn)定。現(xiàn)在是7頁\一共有56頁\編輯于星期四3反應堆材料的性能要求-3(5)工藝性能冶煉、鑄造、煅壓、冷加工和焊接性能都應良好；淬透性大，無時效、回火脆性和二次硬化以及延遲脆性等傾向。(6)物理性能導熱率大，熱膨脹系數(shù)??；(7)經(jīng)濟性工藝簡單易行，原材料來源方便，制造成本低廉。在滿足上述要求基礎上，應優(yōu)先選用工藝成熟，使用經(jīng)驗豐富的材料?，F(xiàn)在是8頁\一共有56頁\編輯于星期四輻照產生的晶體缺陷是引起材料性能變化的根源，由于性能的變化直接關系到反應堆的安全和壽命，因而工程上最關心的就是輻照效應。來源：α、β粒子,γ射線,中子和裂變碎片1.材料的輻照效應（1）帶電粒子和γ射線

β粒子、γ射線通過物質時會引起電離或電子激發(fā)，即它們僅擾動物質中原子和電子。由于β射線的射程短，因此電離主要是由于γ射線的影響。電離作用使化合物的化學鍵破壞而分解成單體。由于α粒子在物質中射程較短，在熱中子反應堆中，它們并不重要，暫不討論?，F(xiàn)在是9頁\一共有56頁\編輯于星期四在反應堆中，中子是引起材料輻照損傷的重要原因，中子進入物質后與原子發(fā)生碰撞，并把大量能量傳遞給原子，被碰撞的原子離開原來晶體點陣中的平衡位置，成為間隙原子，并留下一個相應的空穴。這樣或多或少都會在晶體中造成永久的缺陷，從而引起材料物理化學性質的永久性質的變化。這樣的效應通常稱為輻照損傷。（2）中子反沖核電離和電子激發(fā)γ射線位移峰快中子激發(fā)的復核熱中子由于(n,p)(n,α)反應產生雜質原子位移原子（間隙原子和空穴）吸收(n,p)(n,α)反沖核射程結束現(xiàn)在是10頁\一共有56頁\編輯于星期四對于大多數(shù)金屬，其位移能約為25eV。則由上式可求出對質量數(shù)為A的原子發(fā)生位移所必需的中子初始能量En。例如對于Fe，A=56，要把一個鐵原子撞出平衡位置，中子初始能量至少為363eV。對于能量為1MeV的中子，可以在鐵中發(fā)生一次彈性碰撞將評價使幾百個原子產生位移。其中某些位移原子有可能移動到另一個空位而不造成材料缺陷?？熘凶哟┻^物質產生大量位移原子，這些位移原子都在一次碰撞原子附件很小的體積內產生，主要導致大量的能量傳遞給這樣的小體積的物質，從而使這塊小體積物質在短時間內溫度升高甚至熔化。中子在彈性碰撞中所能傳遞的最大能量E為現(xiàn)在是11頁\一共有56頁\編輯于星期四對于具有較大熱中子吸收截面的材料。（n，γ）反應產物是靶核的同位素產物沒有放射性，那么發(fā)生光子時，核會被反沖從而引起原子位移；產物有放射性，那么其放出的粒子會使材料中摻入雜質原子。（n，α），（n，β）反應直接產生雜質原子。相比于快中子，每次俘獲產生的雜質原子只有一個，所以熱中子俘獲引起的輻照損傷比快中子小?，F(xiàn)在是12頁\一共有56頁\編輯于星期四

（3）裂變碎片裂變碎片帶有大部分裂變所釋放的能量，因此它也使原子發(fā)生位移。且由于它的射程短，所以原子位移只發(fā)生在發(fā)生裂變附近極小的區(qū)域出現(xiàn)，所形成的位移峰效應和快中子相似。裂變碎片會使核燃料點陣中摻入雜質原子，而裂變碎片相比于重核（核燃料）具有較低的固體密度，從而導致燃料體積的腫脹。氣體裂變產物將聚集成氣泡，其體積比核燃料原子大許多倍，是造成很燃料體積腫脹的重要原因。現(xiàn)在是13頁\一共有56頁\編輯于星期四(1)熱導率高；(2)抗輻照能力強，以達到高的燃耗；(3)燃料的化學穩(wěn)定性好。燃料對冷卻劑具有抗腐蝕能力；(4)熔點高，且在低熔點時不發(fā)生有害的相變；(5)機械性能好，易于加工。

核燃料：在反應堆內能使核裂變反應自持的易裂變物質?？勺鳛楹巳剂系囊琢炎兾镔|是鈾-233、鈾-235和钚-239。其中鈾-235是天然存在的，而鈾-233和钚-239分別由釷-232和鈾-238用人工方法轉換而得。2.核燃料

核燃料要求

現(xiàn)在是14頁\一共有56頁\編輯于星期四

核燃料分類

現(xiàn)在是15頁\一共有56頁\編輯于星期四1）金屬型燃料：金屬鈾的優(yōu)點：鈾的核密度高，導熱性能好。缺點是燃料的工作溫度低化學活性強，在常溫下也會與水起劇烈反應而產生氫氣，在空氣中會氫化，粉末狀態(tài)的鈾易著火。在高溫下只能與少數(shù)冷卻劑相容。鈾合金與金屬鈾相比，其優(yōu)點是能改善輻照穩(wěn)定性、增加抗高溫水腐蝕性能。缺點是合金元素會使中子有害吸收增加，需采用富集鈾。用于動力堆的只有鈾-鋯合金。2）陶瓷型燃料：二氧化鈾優(yōu)點：抗輻照能力強，對裂變氣體包容量大，輻照下尺寸變化很小，因此能達到高的比燃耗；熔點高，高溫穩(wěn)定性好；具有極好的抗高溫水及鈉的腐蝕能力，與包殼的相容性好。主要缺點是導熱性能差，燃料元件內徑向溫度梯度大，所產生的熱應力會使圓柱狀的燃料芯塊產生輻射狀裂縫．同時晶粒的結構也發(fā)生改變。核燃料特點現(xiàn)在是16頁\一共有56頁\編輯于星期四現(xiàn)在是17頁\一共有56頁\編輯于星期四現(xiàn)在是18頁\一共有56頁\編輯于星期四碳化鈾的優(yōu)點：高溫下化學穩(wěn)定性好；熱導率比二氧化鈾大許多倍，因此在相當高的比功率下也不致造成中心熔化；它的理論密度較高(13．63g／cm3)。因而每單位體積中含鈾量比二氧化鈾多。缺點是容易和水及蒸汽發(fā)生反應；包容裂變氣體的能力不如二氧化鈾，因此在高溫下腫脹率大。氮化鈾燃料的優(yōu)點：抗輻照、抗高溫蠕變能力強；熱導率高，和碳化鈾相當；含鈾密度比二氧化鈾、碳化鈾都高；在空氣中不發(fā)生明顯的腐蝕；用作快堆構料時增殖比大于二氧化鈾燃料。尤其是成分為(U0.8Pu0.2)N混合氮化物，與包殼的相容性好，腫脹較低。但高溫下容易分解，所以，中心溫度必須小于1250℃。此外，氮對中子的有害吸收較氧和碳大，使燃料循環(huán)成本增加?，F(xiàn)在是19頁\一共有56頁\編輯于星期四3）彌散型燃料：彌散型燃料是由二氧化鈾或碳化鈾等陶瓷燃料顆粒，依所需的物理性質彌散在金屬、非金屬或陶瓷基體上所組成。其優(yōu)點是能比合金燃料承受更高的燃耗。彌散型燃料的基體應具有較小的中子吸收截面。在制作過程中應使燃料顆粒足夠分散，這樣，裂變碎片造成的輻照損傷區(qū)不會發(fā)生重疊，從而使燃料元件能在較高的燃耗下個發(fā)生明顯的腫脹。彌散型燃料的各種性質與基體材料類似，通常具有較高的強度，導熱性好，耐冷卻劑腐蝕。但由于彌散型燃料中基體材料所占的百分比大，燃料顆粒彌散后會受到稀釋，故必須采用富集鈾?，F(xiàn)在是20頁\一共有56頁\編輯于星期四對固體慢化劑要求：(1)中子吸收截面小，質量數(shù)低，散射截面大；(2)熱穩(wěn)定性及輻射穩(wěn)定性好；(3)傳熱性能好；(4)密度高；(5)價廉易得。

對液體慢化劑的要求：（1）熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低（2）良好的傳熱性能（3）良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性（4）原子密度高（5）不腐蝕結構材料3.慢化劑材料此外，對固體慢化劑還要求結構強度高，抗腐蝕性能好，易于加工。對液體慢化劑要求不腐蝕結構材料，熔點在室溫以下，高溫時具有低的蒸汽壓。現(xiàn)在是21頁\一共有56頁\編輯于星期四1）石墨

石墨分為天然石墨和人造石墨兩種。天然石墨:天然石墨是一種非金屬礦物。按其結晶的形狀分兩種：形狀呈顆粒狀的叫致密土狀石墨;形狀呈魚鱗片的叫鱗片狀石墨。我國的石墨資源以鱗片狀石墨礦為主。

人造石墨:人造石墨是以無煙煤、焦碳、瀝青等原料，經(jīng)過煅燒、粉碎、篩分、成型、石墨化等工藝過程而制成的產品。反應堆用石墨的要求：純度高；密度高；石墨化程度高。分類：輻照對石墨的影響：熱導率下降；尺寸變化；潛能。在快中子輻照下，石墨熱焓的增量稱為潛能。當潛能釋放率大于石墨比熱容時，潛能就可以在無外熱源的條件下自持釋放，使石墨溫度上升數(shù)百度，甚至上升千度，可導致石墨慢化材料嚴重氧化和損傷。

現(xiàn)在是22頁\一共有56頁\編輯于星期四2）鈹鈹是較好的慢化劑和反射層材料。優(yōu)點：慢化能力比石墨大、高溫強度好、熔點、熱導率、比熱都比較高，所以適用于高溫反應堆，較強的抗腐蝕能力，尤其在二氧化碳中穩(wěn)定性良好。缺點：較脆、難于加工、輻照性能差，且鈹有毒、價格貴。3）氧化鈹氧化鈹是陶瓷燃料，熱中子吸收截面小、慢化能力大、熔點高，可在高溫液態(tài)金屬反應堆和高溫氣冷堆中做慢化劑、反射層及核材料基體。優(yōu)點：具有良好的化學穩(wěn)定性，在高溫液態(tài)金屬、二氧化碳等中都是穩(wěn)定的。缺點：但在濕空氣中加熱會生成毒性的氫氧化鈹揮發(fā)物，因此比金屬鈹難于加工?，F(xiàn)在是23頁\一共有56頁\編輯于星期四4）普通水優(yōu)點：慢化能力優(yōu)越、價格低、熱中子徙動長度小、可同時作為慢化劑和冷卻劑。缺點：熱中子吸收截面相當高，相應堆型只能夠使用濃縮鈾作為燃料、沸點低，用于反應堆時需加高壓。5）重水優(yōu)點：慢化能力好、慢化比高。缺點：沸點101.42℃，因此在高溫的反應堆仍然需要加高壓。重水需要濃集（電解法、蒸餾法、化學交換法）?，F(xiàn)在是24頁\一共有56頁\編輯于星期四中子吸收和感生放射性?。桓叩姆悬c和低的熔點；高的比熱，唧送功率低；熱導率大；有良好的熱和輻照穩(wěn)定性；和系統(tǒng)其他材料相容性好；價格便宜。4.冷卻劑材料冷卻劑材料要求現(xiàn)在是25頁\一共有56頁\編輯于星期四常用冷卻劑水水作為冷卻劑和慢化劑主要應用于輕水堆沸點低、存在沸騰臨界、在高溫下有腐蝕作用重水重水慢化堆采用重水作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃縮度價格昂貴鈉鈉作為冷卻劑主要應用于快中子堆。鈉水劇烈反應、溫度梯度質量遷移、金屬的擴散結合、存在由反應性正空泡效應引起的控制和安全問題。氣體氣體作為冷卻劑主要應用于氣冷堆因運行壓力和流量大而消耗功率大、價格昂貴、泄漏問題?，F(xiàn)在是26頁\一共有56頁\編輯于星期四包括：燃料包殼材料、堆內構件材料、反應堆壓力容器材料、反應堆回路材料、蒸汽發(fā)生器材料、屏蔽材料和安全殼材料。5.結構材料a.鋁、鎂及其合金b.鋯合金c.不銹鋼d.鎳基合金e.碳鋼f.混凝土幾種結構材料現(xiàn)在是27頁\一共有56頁\編輯于星期四核燃料芯塊外面通常都有一層金屬保護層，即燃料包殼：保護燃料芯塊不受冷卻劑的侵蝕；避免燃料中裂變產物外泄，使冷卻劑免受污染；保持燃料元件的幾何形狀并使之有足夠的剛度和機械強度。包殼是反應堆中工況最苛刻的重要部件。其工況條件為：包容核燃料，承受高溫、高壓和強烈的中子輻照；包殼內壁受裂變氣體壓力、腐蝕、燃料腫脹、吸氫致脆和芯塊與包殼的相互作用等危害；包殼外壁受冷卻劑壓力、沖刷、振動和腐蝕以及氫脆等威脅。減小元件破損率、保證包殼的完整性是提高元件燃耗、保證反應堆正常、高效和經(jīng)濟運行的重要前提和主要制約因素。1）包殼材料現(xiàn)在是28頁\一共有56頁\編輯于星期四對包殼材料的性能要求核性能：小的中子吸收截面，輻照穩(wěn)定性特別是熱中子堆或用天然鈾作燃料的反應堆，對包殼材料中子吸收截面的限制十分嚴格。對快中子堆，大多數(shù)元素的快中子吸收截面很小，選擇材料的余地就較大。但對材料的、及耐蝕性的要求更為突出通常選用截面小于1巴的金屬為主要組分，吸收截面為數(shù)巴的元素作為合金化元素，截面在幾十巴的雜質的含量限制在量級。機械性能：足夠的機械強度(高溫強度)化學性能：抗腐蝕性能、與冷卻劑、裂變產物及燃料的相容性；現(xiàn)在是29頁\一共有56頁\編輯于星期四常見的包殼材料可作為包殼材料和堆內結構材料的金屬元素必須是低中子吸收截面的材料。根據(jù)它們的性能特點，各種材料的包殼用于不同的堆型。如Al和Al合金用于低溫水冷堆；壓水堆中用Zr合金(如Zr-4)，BWR用Zr-2合金；Nb用于快中子堆。一些金屬的中子吸收截面及熔點現(xiàn)在是30頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯的物理性質銀白色的金屬，熔點1845oC金屬鋯的物理性質a相

b相862oC塑性比較差0.8%體積變化延展性好，冷加工變形達80％現(xiàn)在是31頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯的化學性質鋯是一種耐蝕性很強的金屬：鋯在室溫下不易氧化，但隨溫度升高，易形成穩(wěn)定的氧化物有很強的耐酸、堿能力在高溫水中的耐蝕性也很好。在氧化動力學曲線上有一從拋物線型到直線型的“轉折點”，在此點之前，在鋯表面生成黑色、致密、呈保護性的非化學計量的氧化鋯；在轉折點后所生成的氧化膜則為白色﹑疏松的非保護性的化學計量氧化鋯，易于呈薄片狀剝落現(xiàn)在是32頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯合金的合金化目的鋯的性能很容易受雜質的影響鋯與鉿(Hf)的化學性質很相近，而鉿的熱中子吸收截面(~105靶)遠大于鋯，自然存在的鋯中鉿含量一般為0.5~3.0％，所以必須嚴格控制鋯中的含鉿量，一般應低于100ppm。氮、碳、鈦、鋁等雜質元素，即使是微量也對鋯的抗蝕性能的影響也很顯著。其中以氮最為有害。Zr的氧化是通過氧的擴散進行的，氮離子(N3-)置換氧化鋯中的氧離子(O2-)，同時產生附加的空位，增加了氧的擴散速率，從而使氧化加劇。高純鋯有良好的抗蝕性，但對純度要求苛刻，價格昴貴，因此工程中多降低對原料純度要求，通過合金化提高其抗蝕性和機械性能。鋯合金化的主要目的是抑制有害元素的作用?，F(xiàn)在是33頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯合金的發(fā)展1950s以來Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb合金在商業(yè)堆中用作燃料組件部件；Zr-2.5Nb合金壓力管1980s和1990s發(fā)展了低Sn含量Zr-4合金，同時推動了新型鋯合金的發(fā)展ZIRLO、E635（70年代末）

M4、M5（80年代初）NDA、ELS（80年代末）N18、N36、HANG（90年代初）ZIRLO、M5、E635已商業(yè)化N18、ELS、DNA、HANG堆內考驗代替Zr-4或Zr-2合金國際上鋯合金的發(fā)展現(xiàn)在是34頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯合金幾種典型的鋯合金的成分(wt%)堆用鋯合金主要有鋯錫合金和鋯鈮合金兩類：鋯合金的腐蝕、織構、吸氫和應力腐蝕以及芯塊與包殼的相互作用(PCI)等對機械性能危害較大，它們是限制鋯合金使用壽命的重要影響因素?，F(xiàn)在是35頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯合金的性能現(xiàn)在是36頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯錫合金Zr-1Zr-2Zr-4Zr－Sn二元合金，抗腐蝕性能不能滿足工程需要適當降低Sn含量，添加微量Fe,Cr,Ni元素抗腐蝕性得到改善，同時提高了機械強度盡量降低Ni含量到200ppm以下，適量增加Fe減輕氫脆，吸氫量僅為1/3~1/2低錫Zr-4降低Sn含量，適量增加Fe，Cr元素改善水側腐蝕現(xiàn)在是37頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯鈮合金Zr－2.5Nb合金較高的強度和低的蠕變速度良好的抗吸氫脆化適用于制造高強度壓力管主要問題是焊縫耐蝕性惡化(高溫破壞了強化相)Zr－1Nb合金強度和塑性與Zr-2合金基本相同，耐蝕性略次吸氫量比Zr-2合金小力學性能與氧含量有密切關系俄羅斯用作PWR燃料包殼材料新型Zr－1Nb合金M5－法國Afa－3G包殼材料增加氧作為合金化元素，起強化作用消除其它雜質元素，降低腐蝕敏感性現(xiàn)在是38頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯錫鈮合金Zr-SnZr-NbZr-Sn-Nb適當調整Sn、Nb含量，

控制其它微量元素改善抗腐蝕性、氫脆，提高機械強度美Zirlo俄E635日NDA1％Sn、1％Nb，微量O元素增加Si元素，F(xiàn)e元素低Fe元素高，用于強化以低錫Zr-4為基礎，增加0.1%Nb元素用于強化現(xiàn)在是39頁\一共有56頁\編輯于星期四鋯合金包殼材料存在的問題高溫下的耐蝕性不足：360℃以上水中的耐蝕性差氫脆鋯合金在運行中吸氫而造成燃料包殼破壞是限制燃料元件使用壽命的因素；燃料芯塊與包殼的交互作用(PCI)及包殼的應力腐蝕破壞（SCC）鋯合金的堆內蠕變和輻照生長。鋯合金在壓水堆的運行溫度下會發(fā)生蠕變，中子的輻照將使蠕變加速，而且產生輻照生長，造成包殼塌陷。鋯水反應氫氣爆炸現(xiàn)在是40頁\一共有56頁\編輯于星期四功能：支撐燃料組件以及它們的精確定位；為控制棒及堆芯測量裝置和輻照監(jiān)督提供支撐和導向；合理分配冷卻劑流量和減少壓力容器內表面的中子注量等。要求：(1)強度高、塑韌性大、高溫性能好；(2)中子吸收截面和中子俘獲截面以及感生放射性；(3)抗輻照、耐腐蝕并與冷卻劑相容性好；(4)熱膨脹系數(shù)小，導熱性能好；(5)易加工、成本低。PWR的堆內構件用材主要是奧氏體不銹鋼，部分材料采用鎳基合金。2）堆內結構材料現(xiàn)在是41頁\一共有56頁\編輯于星期四要求：強度高、塑韌性好、抗輻照、耐腐蝕，與冷卻劑相容性好；純凈度高、偏析和夾雜物少、晶粒細、組織穩(wěn)定；容易冷熱加工，包括焊接性能好和淬透性大；成本低，高溫高壓下使用經(jīng)驗豐富等。應用輕水動力堆壓力容器早期曾采用A212B鍋爐鋼，但為了提高強度、增大淬透性和改善焊接性能以及隨著堆功率增大等原因，它又經(jīng)歷了A212B(板材)—A302B(板材)—A533B(板材)—A5082(鍛材)—A5083(鍛材)的發(fā)展過程。目前國內外廣泛采用A5083鋼。3）堆內壓力容器材料現(xiàn)在是42頁\一共有56頁\編輯于星期四要求：抗應力腐蝕、晶間腐蝕和均勻腐蝕的能力強；基體組織穩(wěn)定、夾雜物少，具有足夠的強度、塑性和熱強性；鑄造和焊接性能好，生產工藝成熟；成本低，有類似工況的使用經(jīng)驗；應用沸水堆多采用AISI304不銹鋼，壓水堆早期曾采用304或316無縫鋼管。現(xiàn)在多采用含有少量δ鐵素體的AISI316離心鑄造管?？於岩换芈饭艿蓝嘤?16不銹鋼，二回路管道采用304或316不銹鋼。CANDU重水堆的回路管道也是采用奧氏體不銹鋼。4）反應堆回路材料現(xiàn)在是43頁\一共有56頁\編輯于星期四傳熱管材料要求：熱強性、熱穩(wěn)定性和焊接性能好；基體組織穩(wěn)定，導熱率高、熱膨脹系數(shù)?。豢咕鶆蚋g和抗局部腐蝕能力強；具有足夠的塑性和韌性。以便適應彎管、脹管的加工和抗振動。應用壓水堆蒸汽發(fā)生器的傳熱管早期曾采用過18-8型不銹鋼并滿意地使用了三年多。但因奧氏體不銹鋼對應力腐蝕敏感，后被耐熱、耐蝕合金因科鎳—600(Inconel-600)所代替。5）蒸汽發(fā)生器材料現(xiàn)在是44頁\一共有56頁\編輯于星期四6）屏蔽材料

用于防止光子、中子和放射性射線或熱輻射危害的材料，稱為屏蔽材料。它大量用在反應堆周圍，以阻擋各種射線，防止堆內中子和γ射線對人員的危害、設備的損傷和測試信號的干擾等。根據(jù)射線和物質相互作用的機制可知，原子序數(shù)大、密度高的材料常用作屏蔽γ射線，如鉛、鑄鐵和重混凝土等；原子序數(shù)小，密度低的材料，如石墨、石蠟和輕水等常用作屏蔽中子。但對高能中子也常用重金屬或不銹鋼作屏蔽材料，利用它們對高能中子的非彈性散射吸收中子能量。另外還常用硼、三氧化二硼或碳化硼的形式與中子屏蔽材料組合使用，以減少(n，γ)反應的放射源強度?，F(xiàn)在是45頁\一共有56頁\編輯于星期四安全殼的體積很大，直徑約為40m，高60m左右。內層的鋼密封襯是在現(xiàn)場組裝和焊接的，焊前無法預熱、焊后難以進行熱處理。所以要求材料焊接性好、雜質少、強度高、塑韌性大。安全殼材料多采用碳錳鋼，如A516，16Mn和15MnNi63鋼等。當殼體厚度超過38mm時，為了提高淬透性，改善強度和韌性以及焊接性能，需采用低合金高強度鋼A537或A387。7）安全殼材料現(xiàn)在是46頁\一共有56頁\編輯于星期四控制材料是實現(xiàn)反應堆的可調功能的材料，其特點是中子吸收截面大，對反應推的正反應性有抑制、釋放和調節(jié)的作用。能有效地吸收中子外，能抗腐蝕；在運行的溫度和輻照條件下具有化學和尺寸穩(wěn)定性；有足夠的機械強度；有良好的熱傳導性以把吸收中子反應所產生的熱量導出；價廉易得，容易加工。常用的控制材料是鉿、鎘、銀-銦-鎘、硼及釓、釤等稀土元素。6.控制材料控制材料要求現(xiàn)在是47頁\一共有56頁\編輯于星期四鎘鎘具有很高的熱中子吸收截面，而且價格也夠便宜，但由于熔點低，在中子能量低于0.18eV時吸收截面很快下降，因此只能用于低溫的研究性反應堆中。銀-銦-鎘把熱中子吸收截面打的銦、銀制成合金，具有很強的中子吸收能力。絕大多數(shù)反應堆都用這種合金做吸收體。它易于加工，有足夠的強度，但在含硼壓水堆中抗腐蝕性不夠理想。硼熱中子反應堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有兩種同位素——硼-10和硼-11，吸收中子主要依靠硼-10。所以把材料中的硼-10富集可提高控制效率。其缺點是吸收中子后產生氦氣，產生的氦氣會使材料體積膨脹，尤其在高燃耗時輻照損傷更為嚴重。硼的應用：將碳化硼做成芯塊后裝入不銹鋼管在組合十字形控棒或裝配成棒束型控制棒；在壓水堆中用作化學補償控制;補償反應堆剩余反應性。主要控制材料特點現(xiàn)在是48頁\一共有56頁\編輯于星期四鉿鉿是做水堆控制棒的最好材料。特點：（1）具有相當?shù)臒嶂凶游占按蟮某瑹嶂凶游战孛妫?）鉿的四種