反应堆热工水力第一章.pptVIP

第一章 绪论 1.2 堆芯材料的热物性 反应堆材料 在考虑反应堆结构材料时，通常把它分为堆芯结构材料和堆芯外结构材料； 前者有辐照效应问题而后者没有这个问题。因此堆芯外的结构材料与一般的结构材料相同，以使用条件下的强度和耐腐蚀性为主考虑因素。它能保持使用安全就行，只不过因考虑到它是反应堆装置的一部分，对它的性能和使用安全性的要求必须比对一般结构用的更加严格； 本节仅讨论堆芯结构材料。堆芯结构材料应能够在保证反应堆的安全的同时，满足反应堆的经济性要求； 从安全角度出发，由于材料的使用条件极其苛刻，这就要求材料具有较高的抗动载荷能力，例如热应力、强振动、高辐射等等； 实际工程中选择堆芯材料要考虑的因素很多，诸如强度、塑性、工艺性、热应力及交变应力作用下的抗疲劳性、辐射稳定性、腐蚀稳定性、导热性、材料之间的相容性以及对中子的吸收截面等等。 一、核燃料 P1 含有易裂变核素，能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。 U－233、U－235、Pu－239这三种核素可以在各种不同能量的中子作用下产生裂变反应，通常把它们称为易裂变核素; 自然界中存在的易裂变核素只有U－235一种，在天然铀中，大量存在的是 U-238，约占99.28%，U-235的含量大约只占 0.714%，其余的约 0.006%是 U-234； U-233和Pu-239是在生产堆中用人工方法获得的两种核燃料，它们分别是由Th-232和 U-238俘获中子而形成的; 广义的核燃料还包括可转换核素：Th－232和U－238，这两种核素在能量低于其裂变阈能的中子作用下不能产生裂变反应，但在俘获中子后能转变为易裂变核素铀－233和钚－239，故被称为可转换核素。 目前在核反应堆中使用的易裂变核素主要是铀－235。转换材料本身虽不易分裂，但在俘获中子后能转变为裂变材料，从而补充裂变材料的消耗。在反应堆中它们或者与裂变材料混合使用，或者在包裹层中单独使用。 根据核燃料的相态、基本特征和设计方式的不同，大致可分为固体燃料、液体燃料； 液体燃料多以某种形式将燃料、冷却剂和慢化剂溶合在一起 在反应堆发展初期就开始研究液体燃料，具有系统简单、可连续换料、无需制造燃料元件和固有安全性高等显著优点； 缺点是会腐蚀材料，辐照不稳定，燃料的后处理较困难，因此目前还没有达到工业应用的程度。 目前实际应用的核燃料，主要是固体核燃料。 固体燃料的典型结构形式是用包壳材料将燃料包封起来做成燃料元件。包壳可以防止燃料被冷却剂腐蚀，还可以阻止裂变产物从燃料内跑出来，因此包壳成了放射性物质屏蔽的第一道屏障； 对固体核燃料来说，除了能产生裂变外，还需满足： 具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸形状的变化能保持在允许的范围之内； 具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度； 在高温下与包壳的相容性好； 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀； 工艺性能好，制造成本低，便于后处理。 固体燃料又可以分为金属（包括合金）型、陶瓷型、和弥散型燃料； 金属型燃料：包括铀和铀合金。 优点是密度高、单位体积内含易裂变核素多，导热率大，易加工； 缺点是熔点低、工作温度低、与冷却剂和包壳材料的相容性一般很差，且各向异性大，辐照易产生变形、生长和肿胀，因此不允许燃耗深度大； 金属铀不适宜用作现代动力堆的燃料，但当反应堆用于生产Pu和生产动力双重用途时，用金属铀做燃料则是允许的，原因是为了限制生产过多的同位素而把燃料在堆内的辐照时间设计的比较短，这时金属铀铀足够的辐照稳定性，冷却剂的温度也比较低，即使燃料元件发生破损，后果也不会太严重。 在铀中添加少量的Mo、Zr、Nb+Zr或Si，可提高铀的辐照稳定性，同时能显著改善铀的抗水腐蚀性。但由于性能更加良好的的陶瓷型二氧化铀获得较快发展，因而铀合金在动力堆中没有广泛应用。 陶瓷燃料：主要包括及含铀和钚的氧化物、碳化物和氮化物； 其优点是熔点高、热稳定性好，中子俘获截面低，各向异性小，辐照稳定性好，对包壳与冷却剂有良好的相容性，可以达到比金属型燃料较大的燃耗深度； 缺点是密度低、质硬而脆，不易加工、热导率低、辐照时芯块温差大、中心温度高，有辐照肿胀、密实化和芯块开裂倾向等。 目前轻水堆、重水堆、改进型气冷堆和快堆等均使用使用烧结的氧化物圆柱形燃料小块。 弥散型核燃料：微细颗粒的燃料相，均匀地弥散在非裂变材料基体中的核燃料。 燃料相采用铀（U）与铝（Al）的金属间化合物或铀的氧化物、碳化物、氮化物以及其它易裂变材料； 基体材料采用铝（Al）、铍（Be）、镁（Mg）、锆（Zr）、铌（Nb）、W和不锈钢以及陶瓷材料。 利用强度好、导热率大的基体材料，来弥补导热性差、脆性大的陶瓷燃料的缺点，即综合金属型与陶瓷型燃料