第三章 核反应堆结构与材料
控制棒驱动机构
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
压力容器
堆芯
压水堆的纵剖面
2010.07
2
3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
2010.07
3
3.1 压水堆结构
3.1.2 反应堆压力容器
一座100万千瓦压水堆核电 站的压力壳，高12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 t。 一座110万千瓦沸水堆核电 站的压力壳，高约22 m，直径 6.4 m，壁厚约160 mm。 压力容器的制造材料要求 强度高、韧性好、耐高温腐蚀、 耐辐照，并且导热性能好，易 于加工和焊接。
2010.07
27
3.2 核反应堆材料
3.2.2 反应堆结构材料
反应堆内的结构材料应具有一定的机械强度，热导率高、热 膨胀率低，并且辐照稳定性好。 反应堆内的结构材料会受到多种粒子或射线的辐照，可能引 起材料性能的变化，因此具有良好的抗辐照性能对于反应堆内 的结构材料至关重要。
快中子辐照是反应堆结构材料产生辐照损伤的主要因素。
堆内下部构件
2010.07
8
3.1 压水堆结构
堆内上部构件
1.堆芯上栅格板 上栅格板用于固定堆芯组 件，带有和下栅板一样的流 水孔。
2.导向管支撑板 支撑板通过压力容器顶盖 和压紧弹簧来固定。它对堆 芯吊篮起到固定作用。
堆内上部构件
2010.07
9
3.1 压水堆结构
3.控制棒导向管 导向管内装有导向活塞， 当控制棒组件在上下抽插时 导向筒起导向作用。 4.支撑柱 支撑柱是支撑板和上栅格 板之间的连接件。它的作用 是使两板保持一定距离，并 传递机械载荷。
在所有核燃料中，UO2的热 导率最低，将引起燃料芯块 内的高温和很陡的温度梯度。
经辐照后的燃料横截面
由于氧化物的脆性和高的 热膨胀率，在反应堆启动和 停堆时芯块可能裂开。
燃料的热导率
2010.07
22
3.2 核反应堆材料
UO2的热导率与芯块的温度 和密度有关。
1 p 100 1
2010.07
30
3.2 核反应堆材料
3.2.2.1 反应堆压力容器材料
对于制作压力容器材料的要求： 1.强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好； 2.材质的纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；
3.容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；
4.成本低，有使用过的经历。
2010.07
2010.07
32
3.2 核反应堆材料
3.2.2.2 堆内构件材料 在水冷堆中，除燃料包壳外，结构材料多使用奥氏体不锈钢。
如1Cr18Ni9Ti，304，347等。
奥氏体不锈钢具有耐高温、耐腐蚀、耐辐照、塑性高、焊 接性能好等特点。 通过冷加工和添加合金元素等方法，可以提高奥氏体钢的 强度和抗晶间腐蚀、抗应力腐蚀的能力。
2010.07
29
3.2 核反应堆材料
3.离位效应 指中子与靶原子核碰撞，使靶原子核离位而产生缺陷，而离 位的原子通过级联碰撞能够导致更多缺陷。 通过离位效应产生的损伤演化是引起结构材料辐照效应的主 要原因。 ４.离位峰中的相变 指有序合金在辐照时转变为无序相或非晶相，这是在高能快 中子或高能离子辐照下，产生液态状离位峰快速冷却的结果。
2.堆芯下栅格板 下栅格板使用定位鞘固定燃 料组件。相对于每个燃料组件， 栅格板上钻有冷却剂通道孔。
堆内下部构件
2010.07
7
3.1 压水堆结构
3.堆芯围板 围板是一组垂直平板，用于 包围堆芯，减小冷却剂旁流量。 4.热屏 热屏是具有一定厚度的不锈 钢钢筒，用于防止堆芯对压力 容器的直接辐射。
5.二次支撑组件 二次支撑组件由二次支撑板 和悬挂在堆芯支撑板下的支撑 柱组成。用于吊篮断裂时，缓 冲堆芯下落，保护压力容器。
2010.07
12
3.2 核反应堆材料
3.2.1 核燃料 铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在 的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％ 铀浓缩的工艺
气体扩散法：
气体扩散法的原理是基 于两种不同分子量的气体 混合物在热运动平衡时， 具有相同的平均动能，但 速度不同。较轻分子的平 均速度大，较重分子的平 均速度小。
2010.07
11
3.2 核反应堆材料
核反应堆内使用的材料处于高温、高压、高中子通量和射线 辐照下，因此对核反应堆内的材料有一些特殊要求。
合理地选择反应堆材料是保证反应堆安全性、可靠性、经济 性的关键。
反应堆内的材料大致可分为： 1.核燃料； 2.结构材料； 3.慢化剂材料和冷却剂材料； 4.控制材料。
高温气冷堆的弥散体型燃料元件
2010.07
26
3.2 核反应堆材料
弥散体型燃料的优点：
1.燃料颗粒的尺寸及颗粒之间的间距均远大于裂变产物的射程， 使核裂变造成的辐照损伤局限于燃料颗粒及贴近它的基体材料， 整体燃料基本不受损伤，因此燃料可以达到很深的燃耗；
2.燃料和冷却剂之间基本没有相互作用，大大减小了冷却剂回路 被污染的可能，而从燃料往冷却剂的传热是通过导热性好的材 料传递的； 3.弥散体燃料的各种性质基本上与基体材料相同，通常具有较高 强度和延性，良好的导热性能，耐辐照、耐腐蚀并能承受热应力。 缺点：基体所占的体积大，吸收中子多，因此需要采用20%~90% 的高富集铀颗粒。
100 (T ) (0.035 2.25104 T )1 831012 T 2
κp:带孔隙二氧化铀的热导率，W/m ·K；
κ100:100%理论密度UO2的热导率； ε:燃料的孔隙率； β:取决于材料常数，由试验决定； T:燃料的绝对温度。
100%理论密度UO2燃料的热导率
2010.07
α相铀的物理和力学性能都具有各向异性，在辐照作用下， 金属铀棒会变细、变长； 另一方面， α相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很低， 随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的肿胀。
在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等）， 能使铀稳定在β和γ相，从而改善某些机械性能； 添加大量合金元素后，可以明显改善铀的抗辐照和抗腐蚀能 力，但增加了有害的中子寄生吸收； 锆对中子的吸收截面小，抗腐蚀能力好，且和铀的溶解度大， 目前应用于动力堆的只有铀锆合金。
31
3.2 核反应堆材料
不同类型反应堆压力容器使用的材料
轻水堆： 采用Mn-Mo-Ni A533B钢、A508钢等。 Mn用于强化基体和提高淬透性；Mo用于提高钢 的高温性能及降低回火脆性；Ni用于增加钢的强 度和韧性。 快堆： 采用耐更高温度、耐液态钠腐蚀的304或316奥氏 体不锈钢。 气冷堆： 采用预应力混凝土。压力容器壁厚3~8 m，内表 面还有10~30 mm厚的低碳钢层。
2010.07
19
3.2 核反应堆材料
3.2.1.2 陶瓷燃料
陶瓷燃料是指铀、钚、钍的氧化物（UO2，PuO2）， 碳化物（UC）或氮化物（UN），它们通过粉末冶金的方 法烧结成耐高温的陶瓷材料。 陶瓷燃料的优点： 熔点高；热稳定和辐照稳定性好； 化学稳定性好，与包壳和冷却剂材 料的相容性好。 突出缺点： 热导率低。
2010.07
33
3.2 核反应堆材料
3.2.2.3 燃料元件包壳材料
燃料元件包壳用于包容燃料芯体和裂变产物，是距离核燃 料最近的结构材料。
燃料包壳在反应堆内的工作环境十分恶劣： 1.包壳要承受高温、高压和强烈的中子辐照；
2.包壳内壁要受到裂变气体压力、腐蚀和燃料肿胀等危害； 3.包壳外壁要受到冷却剂的压力、冲刷、振动和腐蚀； 4.为了不增大传热热阻，燃料包壳一般都很薄。 由于要求燃料包壳吸收中子的截面一定要低，现在主要使用 的包壳材料是铝、镁和锆的合金。
23
3.2 核反应堆材料
随着燃耗的增加，燃料内存在的固体裂变产物和裂变气体越来 越多，会改变燃料的热导率。
不同燃耗下UO2燃料的热导率
2010.07
24
3.2 核反应堆材料
燃料组件的制造过程
2010.07
25
3.2 核反应堆材料
3.2.1.3 弥散体型燃料 弥散体型燃料是由高浓缩铀燃料的颗粒弥散分布在金属、陶瓷 或石墨基体中构成的燃料。
2010.07
三门核电站AP1000的压力容器
4
3.1 压水堆结构
反应堆 容器顶 盖
压力 容器 筒体
反应堆压力容器本体结构
2010.07
5
3.1 压水堆结构
反应堆压力容器的组成
2010.07
6
3.1 压水堆结构
3.1.3 反应堆堆内构件
堆内下部构件
1.堆芯吊篮和堆芯支撑板 吊篮的筒体是圆筒形的不锈 钢构件，悬挂在压力容器上； 堆芯支撑板被焊接在吊篮下部， 堆芯的重量由支撑柱传递到支 撑板上。
分子激光分离法(molecule laser isotope separation)
2010.07
15
3.2 核反应堆材料
核燃料在反应堆内长期工作，应满足： 1.热导率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不产生过高 的燃料温度梯度；
2.耐辐照能力强，以达到高的燃耗；
3.燃料的化学稳定性好，与包壳相容性好，对冷却剂具有抗腐蚀 能力；
2010.07
20
3.2 核反应堆材料
二氧化铀燃料
UO2的晶胞属于面心立方 点阵，晶胞中心存有空间可容 纳裂变产物，因此UO2具有辐 照稳定的特点。 燃料元件内裂变产物的产 生使UO2产生轻度肿胀，它与 燃耗大致成线性关系。在超过 临界燃耗时，肿胀率有显著增 大。
UO2的晶胞
2010.07
21