1、龍 斌 教授,核工業(yè)研究生部,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,反應(yīng)堆材料學(xué) Materials for Nuclear Application,China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China,反應(yīng)堆材料學(xué) Materials for Nuclear Application,緒 論 Introduction part1,反應(yīng)堆材料,總體安排,授課對(duì)象：碩士、博士研究生基礎(chǔ)課 總課時(shí)64課時(shí) 每個(gè)課時(shí)為50分鐘授課，每章結(jié)束進(jìn)行一次課堂練習(xí)；做ppt學(xué)

2、術(shù)報(bào)告 考試方式：筆試 + 口試 （？） 實(shí)習(xí)和參觀： 1）反應(yīng)堆（CEFR，CAAR） 2）反應(yīng)堆材料試驗(yàn)裝置臺(tái)架 3）熱室 4）材料分析檢測(cè)實(shí)驗(yàn)室,核技術(shù)成功的關(guān)鍵取決于堆內(nèi)強(qiáng)輻射下材料的行為 -費(fèi)米，1946年,第一章 緒論,核反應(yīng)堆材料的重要性,1.反應(yīng)堆材料是堆安全的基礎(chǔ)，它防止堆內(nèi)放射 性物質(zhì)外逸,核反應(yīng)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,2.核電站的可靠性和經(jīng)濟(jì)性與材料密切相關(guān),核反應(yīng)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(jié)構(gòu)材料；2）控制水質(zhì),包殼（Cladding

3、）：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(jié)構(gòu)完整，從而提高燃耗,行波堆（TWR）,核反應(yīng)堆材料的重要性,3.反應(yīng)堆材料對(duì)各種堆型的設(shè)計(jì)、建造和壽命有密切的關(guān)系,核反應(yīng)堆材料的重要性,1）不同的堆型對(duì)材料（燃料和結(jié)構(gòu)材料）的選擇考慮不同,PWR，BWR,SFR，LFR,CANDU,2）核電站的壽命取決于結(jié)構(gòu)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(jié)構(gòu)，存在低溫脆性，DBTT升高。,4.反應(yīng)堆材料對(duì)反

4、應(yīng)堆的建設(shè)質(zhì)量和水平以及系列化、商品化和改進(jìn)與發(fā)展起著重要的先導(dǎo)作用,核反應(yīng)堆材料的重要性,先進(jìn)的核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)需要先進(jìn)的材料做保障,TWR核島,ADS,核反應(yīng)堆材料的性能要求,反應(yīng)堆材料的選材標(biāo)準(zhǔn),選材要求： 核性能：1）燃料； 2）結(jié)構(gòu)材料； 3）控制棒材料 力學(xué)性能：具有好的強(qiáng)度、塑性及蠕變性能； 化學(xué)性能：即相容性能。1）對(duì)燃料組件材料；2）對(duì)堆結(jié)構(gòu)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(duì)燃料；2）對(duì)燃料組件材料；3）對(duì)反應(yīng)堆部件結(jié)構(gòu)材料 6. 工藝性能：易于加工，焊接性能好； 7. 經(jīng)濟(jì)性：材料容易獲得，成本低，使用經(jīng)驗(yàn)豐富。,核反應(yīng)堆材料

5、的性能要求,反應(yīng)堆材料的選材標(biāo)準(zhǔn),SFR堆芯組件材料的選材,第一節(jié) 核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,主要的核燃料： 23592U、23392U、23994Pu,二次再生燃料,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,一個(gè)鈾核235裂變時(shí)釋放 的能量如果按200MeV 估算，1Kg鈾235全部裂 變時(shí)放出的能量就相當(dāng)于 2800噸標(biāo)準(zhǔn)煤完全燃燒 時(shí)釋放的化學(xué)能。,一個(gè)鈾原子核裂變產(chǎn) 生200MeV的能量，一個(gè) 碳原子的燃燒產(chǎn)生4.1eV 的能量。,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,核能釋放的兩種形式,快速（原子彈）,慢速（核反應(yīng)堆）,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,美國(guó)轟炸廣島用的little boy原子彈,核裂變

6、不可控,原子彈,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,核裂變可控,原子核的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)可以在人工控制下進(jìn)行,1942年，費(fèi)米就主持建立了世界上第一個(gè)稱(chēng)為“核反應(yīng)堆”的裝置 首次通過(guò)可控制的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)實(shí)現(xiàn)了核能的釋放,1951年12月2日，人類(lèi)首次用核反應(yīng)爐產(chǎn)生出了電能，點(diǎn)亮了4只200W 的燈泡（EBR-I）,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,奧布寧斯克核電站,原子核的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)可以在人工控制下進(jìn)行,1954年，前蘇聯(lián)建成世界上第一座核電站5MW實(shí)驗(yàn)性石墨沸水堆,石墨慢化，輕水冷卻,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,我國(guó)第一座自主研發(fā)的核電站-秦山核電站,Qinshan I Capacity: 300 MWe Type

7、: 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) Grid date: unit-1 2002.11.10 unit-2 2003.06.12 Load f

8、actor: unit-1 93.48% unit-2 89.34% (in 2008),核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,慢化劑,中子的速度不能太快，否則會(huì)與 235U原子核“擦肩而過(guò)”，鈾核 不能“捉住”它，不能發(fā)生核裂 變。 實(shí)驗(yàn)證明，速度與熱運(yùn)動(dòng)速度相 當(dāng)?shù)闹凶幼钸m于引發(fā)裂變，這樣 的中子就是“熱中子”，或稱(chēng)慢 中子。 裂變產(chǎn)生的是速度很大的快中子，還要設(shè)法使快中子減速。因此，在鈾棒周?chē)拧奥瘎?慢化劑材料：,石墨、重水和輕水（或普通水）,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核裂變,控制棒,為了調(diào)節(jié)中子數(shù)目以控制反應(yīng) 速度，還需要在鈾棒之間插進(jìn) 一些鎘棒。鎘棒吸收中子能力 很強(qiáng)，當(dāng)反應(yīng)過(guò)于激烈

9、時(shí)，將 鎘棒插深一些，它就會(huì)多吸收 一些中子，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的速度就 會(huì)慢一些。,鎘棒,控制棒,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,有效增殖系數(shù)與臨界和反應(yīng)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?zhǔn)椒磻?yīng)一代一代的進(jìn)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Keff 1 反應(yīng)堆臨界： Keff=1 中子產(chǎn)生率等于中子損失率 反應(yīng)堆次臨界： Keff1 中子產(chǎn)生率大于中子損失率,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,反應(yīng)性的物理意義是表示反應(yīng)堆偏離臨界的程度，它是控制的重要參數(shù)反應(yīng) = （Keff-1)/Keff,核裂變,核燃料裂變釋放的能量 使反應(yīng)區(qū)溫度升高。水 或液態(tài)金屬鈉等流體在

10、反應(yīng)堆內(nèi)外循環(huán)流動(dòng)， 把反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的熱量 傳輸出去，用于發(fā)電， 同時(shí)也使反應(yīng)堆冷卻。 反應(yīng)堆放出的熱使水變 成水蒸氣，這些高溫高 壓的蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā) 電。,核電站工作流程圖,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核反應(yīng)堆的分類(lèi),按核電的堆型發(fā)展 可分為實(shí)驗(yàn)堆、原型堆、商用堆3個(gè)階段,實(shí)驗(yàn)堆 解決原理問(wèn)題,原型堆 解決工程問(wèn)題,商用示范堆 解決經(jīng)濟(jì)性即性?xún)r(jià)比問(wèn)題,實(shí)驗(yàn)堆 CEFR,示范堆 CFR600,商用堆 CFR1000,2011 2023 2035,實(shí)現(xiàn)科學(xué)驗(yàn)證 開(kāi)展燃料、材料等研究 積累經(jīng)驗(yàn)和人才,實(shí)現(xiàn)工業(yè)示范 驗(yàn)證經(jīng)濟(jì)性 形成快堆標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范 積累快堆電站經(jīng)驗(yàn),實(shí)現(xiàn)商業(yè)推廣 大規(guī)模增殖核燃料 作為主

11、力電站規(guī)?；l(fā)展,核反應(yīng)堆的分類(lèi),按使用目的 可分為生產(chǎn)堆、研究堆、動(dòng)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(dòng)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,沸水堆（BWR）,河水、海水或冷卻塔,285oC 7MPa,Q：壓力容器內(nèi)的沸騰水溫為285oC，請(qǐng)問(wèn)壓力應(yīng)該控制在多少？,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-2,4.控制棒：

12、 B4C/304S.S,5.回路管道： 304S.S，316S.S或碳鋼,沸水堆（BWR）,福島電站（BWR）結(jié)構(gòu)示意圖,CIAE，龍斌,核工業(yè)研究生院,2011年3月11日當(dāng)?shù)貢r(shí)間14:46分 東日本里氏九級(jí)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,核電廠系統(tǒng)和材料,福島核事故的發(fā)展序列,2020/10/4,核與輻射安全中心PPT(請(qǐng)鍵入標(biāo)題),30,福島第一核電站6臺(tái)機(jī)組地震發(fā)生時(shí)的狀態(tài): 1-3號(hào)機(jī)組運(yùn)行 4號(hào)大修,燃料卸出, 5-6號(hào)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.

13、5%,自動(dòng)停堆，喪失廠外電, 應(yīng)急柴油機(jī)成功啟動(dòng),2020/10/4,核與輻射安全中心PPT(請(qǐng)鍵入標(biāo)題),30,福島第一核電站6臺(tái)機(jī)組地震發(fā)生時(shí)的狀態(tài): 1-3號(hào)機(jī)組運(yùn)行 4號(hào)大修,燃料卸出, 5-6號(hào)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(dòng)停堆，喪失廠外電, 應(yīng)急柴油機(jī)成功啟動(dòng),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(guò)程,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 堆芯開(kāi)始融化,相當(dāng)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(hào)機(jī)組: 3月11日17:00左右 2號(hào)機(jī)組: 3月14日18:00左

14、右 3號(hào)機(jī)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,福島第一核電廠1、3號(hào)機(jī)組氫氣爆炸情景,壓水堆（PWR）,河水、海水或冷卻塔,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,壓水堆（PWR）,Curtsy to Dr. Roger W. Staehle,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,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+316SS,3.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/3

15、16,304S.S,5.蒸發(fā)器： 外殼：低合金鋼 傳熱管：Inconel 600,6.一回路管道： 316,304S.S,7.二回路管道： 碳鋼,核裂變反應(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,重水堆（CANDU）,CANDU型堆的特點(diǎn)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(yīng)和反應(yīng)堆簡(jiǎn)介,核電廠系統(tǒng)和材料,鈉冷快中子堆（SFR）,核電廠系統(tǒng)和材料,鈉冷快中子堆（SFR）,中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆（CEFR）介紹 視頻,CIAE，龍斌,中國(guó)原子能科學(xué)研究院研究生院,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

16、 燃料元件包殼：316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9 組件盒: 316Ti, 15Cr-15Ni, ODS, HT9,2.控制棒： B4C/316Ti,3.堆容器： 316S.S,4.中間熱交換器： 316S.S,5.一回路管道： 316S.S，304S.S,6.SG傳熱管： 2.25Cr-1Mo,T91,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(guó)原子能科學(xué)研究院研究生院,Innovative Nuclear Reactors-Generation IV,Sodium cooled fast reactor (SFR),Lead

17、 cooled fast reactor (LFR),Gas cooled fast reactor (GFR),Supercriticle Water cooled Reactor (SCWR),Very high Temperature Reactor (VHTR),Molten salt reactor (MSR),核電廠系統(tǒng)和材料,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(yīng)堆一回路管道和閥門(mén) 反應(yīng)堆冷卻劑泵,核電廠系統(tǒng)和材料,反應(yīng)堆,反應(yīng)堆材料,裝置,反應(yīng)堆材料,熱室,反應(yīng)堆材料,材料性能分析與檢測(cè),掃描電鏡實(shí)驗(yàn)室 ZEISS SUPRA55,性能參數(shù)： 分辨率：0.8nm15KV 放大倍數(shù)：12-1,000,000 x 加速電壓：0.02-30KV 探針電流：4pA-20nA 樣品室：300mm()x270mm (h),反應(yīng)堆材料,材料性能分析與檢測(cè),性能參數(shù)： 點(diǎn)分辨率：0.24nm； 線(xiàn)分辨率：0.10nm； 加速電壓：80-200kV； 傾斜角：25o； STEM分辨率：0.20nm,透射電鏡實(shí)驗(yàn)室 JEOL-2100F,反應(yīng)堆材料,材料性能分析與檢測(cè),X射線(xiàn)衍射分析實(shí)驗(yàn)室 Bruker Advance D8,反應(yīng)堆材料,持久