反应堆用材料2.pptx

内容提要 w燃料的分类燃料的分类金属型燃料,陶瓷型燃料,弥散体型,MOX燃料板状燃料元件,小球燃料,振动密实燃料w二氧化铀的性能二氧化铀的性能w二氧化铀燃料的制造二氧化铀燃料的制造w二氧化铀燃料的堆内行为二氧化铀燃料的堆内行为核燃料w在反应堆中使用的易裂变物质和可在反应堆中使用的易裂变物质和可转换物质称为核燃料。核燃料中必转换物质称为核燃料。核燃料中必须包含有易裂变的核素，当它们在须包含有易裂变的核素，当它们在反应堆内工作时，可以维持链式反反应堆内工作时，可以维持链式反应，并释放裂变能。应，并释放裂变能。w 可以用作核燃料的核素有铀-233、铀-235、钚-239，其中只有铀-235是天然存在的，天然铀中仅含0.714%的铀-235，其余为约占99.28%的铀-238和约占0.006%的铀-234。w 铀-233和钚-239是在反应堆中通过钍-232和铀-238俘获中子后嬗变得到的。其核反应过程如下：理想的核燃料需具备以下特点 w燃料中易易裂裂变变原原子子密密度度高高，即材料中应含有高浓度的裂变（或增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截面大的原子。w导导热热性性能能好好，即可以有高的功率密度（每单位堆芯体积的热功率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功率高），燃料能承受高的热流而不产生过大的温度梯度，并能使燃料中心温度保持在熔点以下。w熔熔点点高高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点以下的密度、形状、尺寸及其它变化。w低的热膨胀系数低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。w具具有有化化学学稳稳定定性性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化学反应。w辐辐照照稳稳定定性性好好，即在强辐照下不会因肿胀、开裂和蠕变等引起变形而失效；机械性能（强度、韧性等）也不应在辐照下有很大的变化。w材料的物理和力学性能好物理和力学性能好，易于加工，并能经济地生产。燃料的分类w固体燃料可以分为金属型、陶瓷型和弥散体型。1 金属型燃料（1）金属铀）金属铀 从室温到熔点有三个同素异构体，分别为、相。优点是裂变原子密度高；导热性能好；加工性能好。缺点是熔点低（1133），有相变，辐照稳定性差，几何变形严重，化学性质活泼与水，空气，氢气在常温下反应。金属钚-缺乏实用价值w由于熔点低（640）w熔点以下有六种同素异构形式:、），w化学稳定性不好，w并且生物学上有毒性。金属铀w相：室温到668，属正交晶系，密度为19.06Mg/m3；w相：668到774，属四方晶系，密度为18.81Mg/m3，相变时体积增大1.15%；w相：774到熔点1133，属BCC晶系，密度为18.06Mg/m3，从相到相体积增加0.71%。金属铀w熔点较低（1133）w在熔点下随温度变化而引起相变，w而且相（正交晶系）各向异性，三个轴向上的热膨胀系数不同，a向最大（3910-6/）、c向次之（27.610-6/）、b向为负（-6.310-6/）w相变和热膨胀会造成温度循环下的严重扭曲；w金属铀辐照稳定性差，辐照引起的尺寸变化，几何变形严重，它的堆内寿命短。几何尺寸变化的因素w在450以下，变形主要由相的各向异性所引起；w大于450，变形主要源于辐照肿胀，体积增大，密度减小。w因此堆内寿命(堆龄）只有几千MWd/tu金属铀不能用于水堆w金属铀有很强的化学活性，即使在常温下也能与空气、水、氢气发生反应。w早期的英国、法国反应堆曾采用它作反应堆燃料，用二氧化碳气体冷却。铀合金w加入适量铜，可以稳定相；w加入钼、锆、铌可以稳定相。w含铀量60%的锆-铀合金曾用于希平港动力反应堆，wU-ZrH用于脉冲堆，w铀-锆合金仍是一种有希望的金属燃料。美国的快堆一体化燃料循环研究就是用金属型的铀-钚-10%锆合金作钠冷快中子堆燃料的。w铀-钼合金也得到很大的重视，开展了深入的研究工作。2 陶瓷型燃料w 铀、钚、钍与非金属元素（氧、碳、氮等）的化合物组成了陶瓷型核燃料。由于这些燃料有很高的熔点，无相变，与包壳和冷却剂高的熔点，无相变，与包壳和冷却剂相容性好，辐照稳定性好相容性好，辐照稳定性好等有利条件，动力堆普遍采用这类材料作核燃料。w陶瓷型核燃料有氧化物型、碳化物型及氮化物型。氧化物型应用最普遍。各种的性能对比参见表5-3。表5-3 各种核燃料的性能对比UUO2UCUNPuMOXTh+UO2熔点（）113328652380285064024001750晶体结构RT-668 668-774774-MPFCCFCCFCC、1325FCC1325BCC理论密度Mg/M318.06-19.0410.9613.6314.315.92-19.8211.72（RT）热胀系数 10-6/a:39.0,b:-6.3,c:27.60-1500 1020-1000 10负值热导率W/mK（）25（25）2.8（1000）8.4（20）21.7（1000）33（44）24.5(1000）4.2（RT）38(1000）45(650）断裂强度MPa344-138011062241弹性模量1011Pa1.0-1.72.02.16.9辐照效应450肿胀没明显肿胀比UO2肿胀略多氮的寄生俘获U从心部向边缘迁移化学稳定性与氢、水、空气在RT作用稳定至500与钠不作用,与水作用与氧、氢、水作用与空气、水作用,与钠不作用生产易粉末冶金法从UO2制得从UO2制得生物学上有害FBR20%PWR3-5%易尺寸稳定性差好好好差3 弥散型燃料w弥散型燃料是将含有易裂变核素的化合物加工成粉弥散型燃料是将含有易裂变核素的化合物加工成粉末或颗粒，均匀地散布在非裂变材料中形成的。含末或颗粒，均匀地散布在非裂变材料中形成的。含有易裂变核素的燃料颗粒为燃料相，非裂变材料为有易裂变核素的燃料颗粒为燃料相，非裂变材料为基体相。基体相。w一般所用的基体材料与包壳材料为同类材料因此导一般所用的基体材料与包壳材料为同类材料因此导热性能大大改善。热性能大大改善。w弥散型燃料具有熔点高、与包壳相容性好、抗腐蚀、抗辐照、导热性能好等优点。w弥散性燃料主要用于实验堆，也用于动力堆和生产堆做燃料 板状元件 w 板状元件是一种弥散体燃料。它是一种“三明志”的结构，两边是金属（铝）包壳，中间是燃料颗粒弥散在金属（铝）基体中。w 弥散体燃料颗粒可以是氧化物，也可以是硅化物。如CARR堆燃料芯体是由U3Si2弥散在铝基体中形成的。这种燃料克服了导热性能差的缺点，也对燃料的抗肿胀性能有所提高。由于它一般使用铝合金为包壳，不能用于动力堆，是用于研究堆的。现在也有用锆合金作包壳的用于动力堆。C CA AR RR R燃燃料料组组件件制制造造工工艺艺图图解解芯体组坯燃料板轧制燃料板滚压燃料组件整体加工4 其他形式燃料w还有一些燃料。如小球燃料是一种用于高温气冷堆的燃料。裂变燃料或增值燃料用溶胶凝胶法制成小颗粒，外面再包复上多层复合材料，如多孔碳（储气）、氧化硅（防止裂变产物逃逸），最后一层是高温热解碳（做包壳）。w清华的10MW的高温气冷堆的燃料元件为球形，直径60mm，由50mm的燃料区和5mm厚的外壳组成。燃料颗粒均匀弥散在石墨基体中。石墨基体是慢化剂和结构材料。全堆需27000多个燃料球，每个燃料球里有8300个燃料颗粒。w 另一种燃料是在研究中的快堆燃料。它是由瑞士的珀尔雪利研究所研究的。它直接由后处理产生的铀的硝酸盐，通过溶胶凝胶法制成不同大小的颗粒，装入包壳，振动密实，得到所要求的燃料装量，用于快堆。5.2.1 二氧化铀燃料的性能w优点：优点：a.熔点高，晶体结构为面心立方（FCC），各向同性，并且从室温到熔点没有相变。b.高温稳定性和辐照稳定性好。c.化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相容性好。d.在1000以下能包容大多数裂变气体。e.有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的热中子俘获截面低（0.002靶恩）。w缺点：缺点：a.导热系数小，使芯块的温度梯度过大。b.机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加工成型困难 1 二氧化铀的物理性能（1）晶体结构（2）密度（3）熔点（4）导热率（5）热膨胀（6）蒸汽压二氧化铀的晶体结构二氧化铀的晶体结构 图5-14 铀氧系平衡图w2）密度w 二氧化铀的理论密度是10.97 Mgm-3。压水堆烧结芯块的密度为理论密度的93-95%。w（3）熔点w熔点是286040。无论是亚化学剂量的还是过化学剂量的二氧化铀的熔点都比正化学剂量的二氧化铀的熔点低（参见图5-14）。w（4）热导率w随温度上升，二氧化铀的热导率急剧下降，室温下为8.4W/mK，在1727（2000K）时达最小值（2.0W/mK）而后又稍有上升（参见图3-2）。w燃料的孔隙率增加，密度下降，导热率也下降。此外，氧/铀比，杂质，晶粒度都会影响导热率。氧/铀比越高，导热率越小；晶粒越大，热导率越大。w（5）热膨胀w 二氧化铀的热膨胀系数为10.810-6/。w由于UO2在2450以上显著地蒸发，故高温热膨胀数据只是定性的。w（6）蒸汽压w UO2的汽化现象比较复杂，因为它与O/U比，以及气氛中的氧分压等因素有关，具有一定氧/铀比的固态UO2的汽化机制至少在2000K以下主要是升华，蒸汽压可参见表5-4。2 力学性能 UO2在常温下是脆性陶瓷体，断裂强度约为110MPa，在韧脆转变温度（1400）以上，随着温度升高，强度急剧降低，同时出现塑性。1)断裂强度二氧化铀在脆性范围内的断裂强度与密度、晶粒度、温度有关。f=1701-2.62（1-D）1/2 G-0.047exp （-1590/RT）（4-2）式中 f断裂强度（MPa）；D密度；G晶粒尺寸（m）；T绝对温度；R气体常数（8.134J/MolK）。2)压缩强度压缩强度晶粒尺度在0-20m的二氧化铀的压缩强度压缩强度在420到980Mpa之间。3)弹性模量弹性模量与温度、气孔率有关。室温时约为2.1-2.3105MPa,随温度增加，该值呈直线下降，系数为3.0910-2/K；随气孔率增加，弹性模量减小。关系式如下：EP=E0（1-2.62P）（4-3）式中：P为气孔率，E0为室温时理论密度的UO2的弹性模量，为2.26105MPa。4)高温蠕变高温蠕变高温时的变形可用机制来描述。二氧化铀的高温蠕变可用下式来表示：=（A1/G2）exp（-Q1/RT）+A24.5exp （-Q2/RT）+CF （4-4）式中：A1、A2、C为常数与裂变率有关；Q1、Q2 是蠕变激活能；是稳定蠕变速率；是施加的应力；G是晶粒尺寸；R是气体常数；T是温度；F是裂变率。二氧化铀的机械性能图4-3 UO2断裂应力、应变与温度的关系w3 化学性能1）从三氧化铀UO3和八氧化三铀U3O8通过氢还原生成二氧化铀；2）二氧化铀与大多数反应堆冷却剂几乎不起作用；3）在大气中二氧化铀可选择吸附其中的水；4）二氧化铀芯块在300的去氧水中仍有很好的抗腐蚀性能；二氧化铀在去氧的水蒸汽中，直到高温也十分稳定；5）二氧化铀与氢到极高温也不发生作用；6）二氧化铀与包壳材料的相容性非常好；7)二氧化铀的颗粒尺寸小于0.5微米时可以自燃。二氧化铀与包壳材料的相容性w与铝在500有点作用，生成UAl2和UAl3；w与锆在600有点作用，使锆变脆；w与不锈钢，即使长时间暴露在1400下也不反应。4 二氧化铀燃料的制造（1）芯块 制备压水堆二氧化铀粉末和燃料芯块的生产流程如下，参见图4-4。w 铀矿石 U3O8 UF6UF6（浓集235U）UO2粉末。wUO2粉末球磨筛分混合冷压成形烧结研磨检验清洗芯块。图4-4 UO2粉末生产流程w3）IDR-干法转化流程是以H2、H2O、NH3与UF6直接气相反应生成UO2粉末的DC（Dry Conversion）流程。ADU流程和AUC流程都具有流程长、废水处理量大的缺点，而DC流程具有流程短、生产量大、产生的和要处理的废液少，铀的直接回收率高，尾气中的HF有可能回收利用，对环境污染小的优点。但干法只适用于UF6转化，不适用于处理返料。w总的反应为：（2）燃料棒 典型的水堆燃料棒见图5-16，它由锆合金包壳、端塞、芯块、隔热芯块、弹簧等组成。切成定长的锆合金包壳管内装入UO2芯块，芯块柱的两端再装入Al2O3隔热芯块（防止轴向传热），上端留有贮气空腔，用压紧弹簧将芯块定位，焊上端塞，端塞之一留有充气孔，充入一定压力的氦气（压水堆燃料棒预充压2MPa），然后堵焊密封。燃料棒图5-16 燃料棒 燃料棒的质量控制a.外观及尺寸检查：包括燃料棒的长度、外径、垂直度、贮气空腔长度、芯块柱长度和表面刻痕划伤等。b.焊接质量检查：主要检查焊缝表面状况；X射线法检查气孔和夹杂的分布、排列情况；氦气找漏法测定泄漏率；金相法测量焊接熔深，并对焊缝进行内压爆破试验和抗腐蚀试验。c.富集度检查：主要为防止其它富集度的UO2芯块装入。（3）燃料组件w 压水堆燃料组件骨架是由控制棒导向管和与之固定的定位格架及上下管座组成。w 先把若干个定位格架固定在平台上，导向管按给定的数目插入定位格架的给定格子里，并机械连接或点焊，然后将燃料棒插入各定位格架的格子中，再将上下管座用铆接或点焊的方法与导向管连接固定，组装成nn的燃料组件。w如秦山一期的组件为1515排列其中有20根控制棒导向管，204根燃料棒，一根中子通量测量管。w 秦山核电厂秦山核电厂 151521；外形尺寸外形尺寸为199.3199.3mm，8层因科镍定位格架。204根元件棒。燃料棒长3210mm，活性段长2900mm 包壳直径为100.03mm,壁厚0.70.04mm,材料为Zr-4。芯块直径8.430.02mm，高度100.5mm,双碟形（深度0.35mm）。铀5 加浓度为2.40,2.6725和3.00。预充压1.96MPa。燃耗至30000MWd/tU。w 大亚湾核电厂大亚湾核电厂 1717的AFA-2G组件，燃耗为33000MWd/tU。燃料棒直径9.5mm，长度3859mm。从2002年使用AFA-3G组件，组件的平均卸料燃耗45000MWd/tU，接近50000MWd/tU的国际水平。从AFA-2G至AFA-3G的主要改进是燃料富集度提高至4.45，采用Gd2O3-UO2可燃毒物芯块，包壳采用了M-5合金（Zr-1%Nb-0.12%O）,加大导向管壁厚，降低上下管座的压降，增加3组带有搅混翼的中间跨距的中间格架，从而提高了包壳管的抗腐蚀、抗辐照、抗弯曲性能和热工水力裕量。w 目前法国又有新开发（1999年）的ALLIANCE组件，所有材料（导向管、包壳管、格架）均用M5合金，燃耗70000MWd/tU。5.2.2 二氧化铀燃料的堆内行为 w UO2燃料在反应堆内产生热能，由于二氧化铀导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯块中心温度高达2000以上，而外缘温度只有500-600，形成大的温度梯度。运行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着燃耗的加深，还将出现燃料密实化，裂变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。表4-4 辐照下二氧化铀燃料中发生的现象0-102MWd/TU102-104MWd/TU104-106MWd/TU裂纹的产生与消失重新结晶密实裂变元素和氧沿径向重新分布释放出被吸收的气体密实化完毕肿胀开始燃料-包壳管相互作用由于裂变气体释放，燃料棒内压开始上升肿胀固态裂变产物析出由于裂变气体释放，燃料棒内压上升包壳管内表面被腐蚀裂变率降低（1）芯块开裂 w 燃料芯块内的温度梯度可达103-104/厘米，当热应力超过燃料的断裂强度时，芯块将产生裂纹。w 这个现象与UO2芯块的塑性行为有关，处于1200以下的UO2燃料为脆性区；处于1200-1400，为半塑性区，破坏前有一定塑性变形；在1400以上的为塑性区。w 热应力在外区切向和轴向的为拉伸应力,它超过了燃料的拉伸断裂强度，因而开裂；而在燃料中心区，热应力是压应力，燃料的压缩强度比拉伸强度大一个量级,所以内区不产生裂纹。此外，内侧燃料在塑性-脆性转变温度以上,因而在断裂前能承受相当大的塑性变形。数值估计如下：w 热应力相对半径按下式变化：w应力为正是拉伸状态。相对半径 以内的燃料受压，在这之外切向应力是拉伸应力。最大的应力发生在外表面，为：wUO2的断裂应力大约是150MPa。线功率约为50瓦/厘米时,燃料元件棒的外表面就可达到断裂应力。所以呈脆性的外区燃料大范围地开裂显然是不可免的。芯块开裂变形w燃料开裂的最重要后果之一是将燃料-包壳间隙的体积移向燃料内部,在开裂的表面之间形成间隙。燃料开裂时,裂纹处的切向应力消失,裂纹的两个表面由于受到裂开后的楔形燃料内部的切向拉应力而被稍稍分开。因为燃料几乎是不可压缩的,所以在裂纹开放的同时,楔形燃料块就沿径向向外移动。w在反应停堆以后，燃料冷下来，中心比周围收缩得多些，并产生出新的径向裂纹，当堆运行时，这些裂纹会愈合而消失。在重力作用下，芯块会成为砂漏状，参见图4-7。w 往往是包壳管内应力集中的部位，也是造成燃料棒破损的原因之一。辐照后的燃料元件横截面像辐照后燃料的纵剖面（2）芯块密实 芯块密实化是燃料寿命早期出现的另一组织改变，表现为辐照条件下的芯块尺寸收缩，密度增加。辐照密实的机制比较复杂，研究表明在辐照条件下，小于1微米的孔明显减小或消失，而大于5微米的孔隙体积几乎不变。一般认为，裂变峰在穿过或接近微小孔隙时，将微孔雾化，然后形成新孔隙，它们或由大孔捕集，或迁移到晶界，使芯块密度增加，体积收缩。减少密实化的措施：wa.提高芯块的初始密度，芯块密度达94%TD（理论密度）以上时孔隙减少，密实量也显著减小。wb.研制辐照尺寸稳定的芯块，如添加造孔剂，得到大于5微米的原始孔隙，减少小于1微米的孔隙体积份额。wc.燃料棒内预充一定压力的氦气，防止包壳管的倒塌。（3）重结构 UO2燃料芯块内，由于热导率低，温度梯度大。当反应堆达到运行功率后，很快引起芯块微观组织的变化，原始烧结组织状态（即含有气孔的均匀晶粒）将随时间的延长而改变。最终形成四个区域（见图4-9），这种现象称为重结构。四个区域的形式与燃料棒内芯块的径向温度梯度有关。wa.不变晶区：处于芯块外缘，该区工作温度较低（小于1400），仍保留原始的晶粒组织，称为不变晶区。wb.等轴晶长大区：这区紧挨着不变晶区，晶粒长大程度取决于温度（该区温度范围约1400-1600），晶内的气孔逐渐扩散到晶界，因此在这区内除长大的晶粒外还可发现大量沿晶的气孔。wc.柱状晶区：该区温度约在1800以上，在温度梯度的趋使下，气孔沿温度梯度的方向向高温端迁移，（迁移的机制大体是：UO2在气孔的高温端蒸发，到低温端沉积，这样气孔就逐渐向中心移动。）形成狭长的柱晶，气孔向芯块中心部位迁移的结果是柱状晶区晶粒的致密化和裂纹愈合。wd.中心孔：由于气孔向中心高温区迁移，在中心形成空洞。图5-18 燃料的重结构（4）辐照肿胀w 随着燃耗的增加，二氧化铀的密度减小，体积变大，称为辐照肿胀。w 燃料肿胀主要是由两方面的因素造成的：一方面，一个裂变原子分裂后形成了两个质量相对较小的裂变产物原子，造成体积膨胀；另一方面裂变产物中的气体聚集形成气泡，镶嵌在燃料中，使燃料的密度下降，发生肿胀。w 芯块的肿胀使燃料与包壳贴紧，甚至发生芯块-包壳机械相互作用，引起包壳管的径向变形和轴向变形，应力集中造成包壳管破损。所以它是燃料寿命的限制因素之一。固体的裂变产物w对肿胀的贡献很小，每原子百分比燃耗的氧化物燃料的肿胀量约0.32%。主要有金属态的钼（Mo）、钌（Ru）、锝（Tc）、钯（Pd）、铑（Rh）等和锆酸盐态的钡（Ba）、锶（Sr）等形成的嵌入物。氧化物态的铌（Nb）、锆（Zr）、钇（Y）、稀土等。气体裂变产物w裂变气体的总产额为25-30at%,主要成分是氙（Xe）、氪（Kr），它们是稳定同位素，完全不溶解，几乎总是聚集成气泡，并在一定的条件下从燃料中释放造成燃料内压力增高，它们是肿胀的主体。w初期：氙（Xe）86%，氪（Kr）14%可挥发性的裂变产物w碘（I）、铯（Cs）、碲（Te）、镉（Cd）、铷（Ru）辐照后的燃料芯块中的气体裂变产物（晶内的黑点）和固体裂变产物（晶界的白点）（5）裂变气体释放w 核裂变中产生的惰性气体氙、氪的份额较大，轻水型动力堆燃耗达40000MWd/TU时，每一立方厘米的UO2可产生16立方厘米（标准温度，标准压力下）的氙、氪惰性气体。w 在一定的温度下这些气体可聚集、扩散形成气泡，迁移到晶界并在晶界长大、连网，在晶界上形成释放通道，气体可通过晶界或裂纹释放。w 裂变气体释放导致燃料棒的内压升高；降低间隙的导热性，使芯块温度升高。所以裂变气体释放是氧化物燃料辐照和有关运行安全的重要研究课题。w 影响裂变气体释放的最主要的因素是温度，燃耗及原始组织等 a 温度 在1000以下，约有1%的裂变气体原子靠反冲或击出机理释放（这种释放机制与温度和温度梯度无关）。在1000-1600范围内，约有4%的裂变气体靠成核、长大、迁移机理释放。在1600-1800范围内，气泡和闭口气孔有较大的可动性，在温度梯度的驱动下气泡更迅速迁移到晶界及裂缝处，约有50%的裂变气体释放。大于1800，裂变气体全部释放。b.燃耗 裂变气体释放率随燃耗的增加而增加。当芯块温度大于1250时，增加的趋势较明显。c.原始组织 晶粒尺寸大，裂变气体被晶界捕获的机率小，释放率相应地也小。但在小于1000和大于1600时晶粒尺寸对气体释放率几乎没有影响。d.堆功率变化 由于芯块温度发生突然的变化，热应力使已脆化了的晶界开裂。这样，裂变气体就会随着开裂而释放。因此伴随着每次功率变化，气体释放量就增加。晶内的裂变气体SEM像晶界的裂变气体释放通道（6）氧及可挥发性裂变产物的再分布 a.氧的再分布 在过化学计量的氧化物燃料中，氧朝向燃料中心的热区迁移；在亚化学计量的燃料中，氧朝向燃料边缘的冷区迁移。由于燃料棒内不可避免地存在着少量的碳和氢，它们以CO、CO2、H2、H2O的形式存在。在温度梯度和燃耗的影响下，CO2承担输送氧的任务。在过化学计量的氧化物中，CO2从冷区经裂纹和连通的孔隙扩散到热区，将氧沉积在固体中，同时转变成CO扩散回冷区，并重复这个过程，逐渐将氧输送到热区。而在欠化学计量的氧化物中，呈反向输送，将氧输送至冷区。辐照下氧的重新分布影响了燃料的热学性能，并对芯块中心熔融温度及包壳的氧化行为有影响。导热率随氧铀比的变化b.可挥发性裂变产物的再分布 裂变产物中可挥发性裂变产物铯、铷、碘、碲等元素往冷端迁移，特别是铯的迁移是一种蒸馏过程，铯冷凝在锆包壳管壁上，对锆包壳有侵蚀性，使包壳管壁受到侵蚀及应力腐蚀。5.3 压力容器材料w反应堆容器是主冷却剂回路的一部分，主回路的可靠运行，保证着燃料组件的冷却和完整。因此压力容器是压水堆电站最关键的设备之一。其作用是容纳冷却剂；支撑堆芯；密封放射性和维持堆内运行压力。它是一个庞大的不可更换的密封壳体。是关系到反应堆安全和寿命的重要部件。是压水反应堆的第二道安全屏障；为反应堆安全运行提供必要的堆芯控制和参数测量。5.3.1 压力容器材料选择原则及其特点w压水堆容器的设计压力为17.6MPa，设计温度350。作用于压力容器的载荷除此以外还有因吸收射线引起的热应力；各种工况变动引起的温度、压力变动及由此引起的热冲击；温度循环几百到几万次引起的热疲劳：中子辐照等。w核反应堆压力容器和普通压力容器不同，要求也不同。w1压水堆压力容器的特点（参见图5-19与常规压力容器不同之处）：w 1）尺寸大（直径3-4米，厚度200-300毫米，高10-12米）；w 2）采用不锈钢衬里（防止高温水腐蚀）；w 3）受中子辐照（辐照会引起材料脆化）；w 4）在整个反应堆寿期（40年或60年）内不可更换，绝对不允许破裂，对脆性破裂的可能性必须给与特别关注；w 5）反应堆启动后不能对压力容器进行充分的检查（由于材料活化，铁和钴活化后的半衰期分别为44.5天和5.27年。停堆后即使卸出所有燃料，也不能接近反应堆进行检查和维修）；w 6）存在不同金属间的焊接问题等。2对压水堆容器材料的要求w 1）强度高、塑韧性好；w 2）抗辐照耐腐蚀；w 3）偏析与夹杂物少、晶粒细、组织稳定；w 4）工艺性能好（冷热加工、焊接、热处理）；w 5）成本低、使用经验丰富 目前世界上压水堆压力容器都采用高强度的低合金铁素体钢制作，用得最多的是锰钼镍钢。即：在碳素钢的基础上加入少量的镍、锰、钼组成（如美国的A508-3和A533B钢）。中国中国A5083 美国美国A5083美国美国A533B法国法国16MND5日本日本SFVV3C 0.27 0.270.250.250.250.250.200.200.150.150.220.22Si0.150.40 0.150.400.030.100.300.150.30Mn0.501.00 1.201.501.501.151.551.401.50P0.0250.0250.0250.0250.0350.0350.0080.0080.0030.003S0.0250.0250.0250.0250.0400.0400.0080.0080.0030.003Cr0.250.450.0250.0250.0250.0250.0250.0250.060.20Ni 0.501.000.401.000.700.500.800.701.00Mo0.550.700.450.650.600.450.550.460.64Cu 0.100.100.100.100.100.100.080.080.020.02V0.050.050.010.010.050.050.010.007我国压力容器材料w所用钢牌号：所用钢牌号：A5083（Ni-Mn-Mo低合金碳钢）低合金碳钢）低合金铁素体钢是在碳素钢的基础上加入少量低合金铁素体钢是在碳素钢的基础上加入少量的镍、锰、钼组成的。的镍、锰、钼组成的。w堆容器内衬堆容器内衬-采用铌稳定的采用铌稳定的18-8不锈钢或不锈钢或低碳奥氏体不锈钢低碳奥氏体不锈钢309/308L低合金铁素体钢与奥氏体不锈钢比较w低合金铁素体钢有与奥氏体不锈钢相近的机械强度，良好的延性，除此以外与不锈钢相比还具有下面一些优点：wa.导热性能好，其热导率是不锈钢的三倍，因此热应力比不锈钢低2-3倍。wb.热膨胀系数低，热膨胀系数比不锈钢小1.5倍。wc.对应力腐蚀开裂的敏感性小。wd.加工性能和可焊性好。w e.价格便宜并有丰富的使用经验。w 但是，低合金钢存在着较复杂的腐蚀问题，并且在快中子辐照下其屈服强度和抗拉强度增加、延伸率下降、韧脆转变温度提高。这是在使用中不得不加以关注的问题。w因此压力容器内壁所有接触冷却水的表面堆焊因此压力容器内壁所有接触冷却水的表面堆焊1-2层奥氏体不锈钢，约层奥氏体不锈钢，约6-8毫米厚，以增加压力壳的抗腐蚀性能和耐磨性毫米厚，以增加压力壳的抗腐蚀性能和耐磨性。3对压力容器钢的性能要求w要求强度高，以承受堆芯压力、正常工况及事故条件下的热应力、冲击应力和部件运输时的振动应力；w要求抗高温腐蚀性能好，由于冷却剂有可能携带腐蚀产物，造成局部腐蚀；w要求抗辐照性能好，由于在快中子、射线辐照下材料会发生脆化，在低温时会丧失韧性；w要求能抵抗低周疲劳；w还要求有良好的加工性能和焊接性能。压力容器材料的力学性能要求压力容器材料的力学性能要求w抗拉强度抗拉强度 552-670 MPa（室温）（室温）552 MPa （350）w屈服强度屈服强度 400 MPa （室温）（室温）300 MPa （350）w延伸率延伸率 20%w断面收缩率断面收缩率 45%（2）压力容器钢的冲击性能要求w a.基本要求：w 参考零塑性温度RTNDT应小于等于12，上平台能量大于等于130焦耳/厘米2，寿期末的参考零塑性温度 RTNDT应小于等于93。w b.指定试验温度的韧性要求：（见表5-8）w c.全寿期监督:用密封罐装与压力容器同批料加工的冲击试样，放置在压力壳内与压力壳一起辐照，定期抽验。样品数取样方向试验温度0试验温度20试验温度-20三个平均值垂直于主加工方向70 J/cm2130 J/cm250 J/cm2三个平均值平行于主加工方向100 J/cm2150 J/cm270 J/cm25.3.2 环境因素对压力容器完整性的影响w由于压水堆压力容器的工作条件是在高温、高压下，并受到中子辐照；因为它是一个厚大部件，其加工、焊接性能很不容易掌握；而且Mn-Mo-Ni 低合金碳钢是体心立方结构的铁素体钢，存在低温脆性，辐照会使材料降级。因此世界上各国都对压力容器钢进行了研究开发，同类钢的牌号虽不同，成份却相差不大，它的成份控制很严格，参见表4-4。w对压力容器来说，中子辐照脆化是一个特别需要警惕的问题。普通低碳钢和低合金钢都有低温变脆的特性，即存在一个韧脆转变温度（DBTT）或零塑性温度（NDT），这个温度一般在-30到5的范围内，低于此温度钢材便失去延展性，变成铸铁似的脆性金属。只要存在微细的缺口，如材料中的缺陷、偶然发生的裂纹、未焊透的焊缝、结构中的锐角、甚至较粗的加工刀纹、螺纹等，在低应力下就会迅速断裂。因此必须注意不要使加有载荷的压力容器处在（TNDT+33）温度以下。压力容器的风险脆性破坏脆性破坏的特点是：脆性破坏的特点是：1）断裂应力低于屈服强度；）断裂应力低于屈服强度；2）断裂之前无征兆；）断裂之前无征兆；3）裂纹失稳后扩展迅速；）裂纹失稳后扩展迅速；脆性断裂常常是爆发性的突然破坏，对于高脆性断裂常常是爆发性的突然破坏，对于高压容器则是爆炸性的破坏，后果十分严重，压容器则是爆炸性的破坏，后果十分严重，而辐照促进材料的脆化又增强了这种危险性，而辐照促进材料的脆化又增强了这种危险性，因此国内外都把防脆断作为研究和考核核电因此国内外都把防脆断作为研究和考核核电厂安全的重点。厂安全的重点。5.3.3 压力容器辐照效应图5-20 A533-B钢在260下受快中子辐照 图5-21 A533B钢辐照后韧脆转变温度的对抗拉性能的影响 变化与中子通量的关系影响辐照效应的因素w杂质元素，铜、磷、钒、砷、锑等，其中尤其铜的影响比较大，它们会增加辐照脆化。因此要严格控制材料中的铜及其它杂质元素的含量；w此外材料的生产工艺，焊接等对辐照效应也有影响。如铸态的焊缝比加工态的母材辐照效应大，而热影响区的辐照效应居于两者之间；w辐照温度，对辐照效应的影响是温度越高，辐照前后的韧脆转变温度增值越小。缓解压力容器辐照脆化的措施w严格控制钢材中的杂质含量，尤其是铜、磷、硫的含量，分别小于0.08%、0.008%，0.008%；w采用环形锻件焊接，避免活性区竖直焊缝，并且时焊缝远离中子通量峰值位置；w加大容器内壁与堆芯之间的水间隙，减少径向中子泄漏，以降低容器接受的快中子注量。压力容器制造w冶炼冶炼w锻造锻造w焊接焊接w a.锻件之间的连接锻件之间的连接w b.奥氏体不锈钢内衬堆焊奥氏体不锈钢内衬堆焊w c.奥氏体不锈钢与铁素体碳钢焊接奥氏体不锈钢与铁素体碳钢焊接关键工艺（1）-炼钢w对敏感的杂质元素，如对敏感的杂质元素，如S,P,Cu,V,Co,B和和残余元素（残余元素（As,Sn,Sb等）及气体含量等）及气体含量H,O,N都有要求。都有要求。w采用电弧炉冶炼，氩气搅拌，真空精炼，真采用电弧炉冶炼，氩气搅拌，真空精炼，真空浇注，保证得到晶粒细、偏析低、铜、磷、空浇注，保证得到晶粒细、偏析低、铜、磷、硫等杂质含量低的优质钢硫等杂质含量低的优质钢。关键工艺（2）-锻造w采用大型水压机锻造成环，保证锻采用大型水压机锻造成环，保证锻造比，得到成份、组织均匀的锻件造比，得到成份、组织均匀的锻件环，以避免活性区的焊缝。环，以避免活性区的焊缝。关键工艺（3）-焊接a.厚大截面工件如环对环焊接采用微机操纵的厚大截面工件如环对环焊接采用微机操纵的自动焊，避免了人为因素造成的缺陷；自动焊，避免了人为因素造成的缺陷；b.压力壳内壁堆焊，采用开裂敏感性小，铌稳压力壳内壁堆焊，采用开裂敏感性小，铌稳定的定的309/308L，以防止，以防止IGSCC；c.压力容器与一回路管道的焊接，采用镍基中压力容器与一回路管道的焊接，采用镍基中间合金间合金IN82/182并进行焊前预热，焊后热处并进行焊前预热，焊后热处理。理。热处理目的w焊前预热是为了减小热应力焊前预热是为了减小热应力w焊后热处理的必要性在于：焊后热处理的必要性在于：1）可以避免脆性；）可以避免脆性；2）保证运行中的尺寸稳定；）保证运行中的尺寸稳定；3）降低应力，降低应力腐蚀敏感性）降低应力，降低应力腐蚀敏感性。试验方法w1972年美国标准提出用年美国标准提出用RTNDT替代替代NDT作为防止脆断的判据作为防止脆断的判据 规定如下：规定如下：1）先由落锤试验测出先由落锤试验测出NDT，在此温度下提高，在此温度下提高33 做三个试样做三个试样的的CV冲击试验，当三个试样的冲击值都大于等于冲击试验，当三个试样的冲击值都大于等于68J,侧膨胀侧膨胀大于等于大于等于0.89mm时确认该值就是时确认该值就是RTNDT2）当上述要求不满足时，可在高于该温度下做补充试验，三）当上述要求不满足时，可在高于该温度下做补充试验，三个样品为一组，每次提高个样品为一组，每次提高5，直到三个试样都满足上述要，直到三个试样都满足上述要求为止。此时，参考零塑性温度求为止。此时，参考零塑性温度RTNDT就等于该温度减去就等于该温度减去33。即：即：RTNDT=TCV-33 蒸汽发生器w蒸汽发生器是核电站一、二回路或二、三回蒸汽发生器是核电站一、二回路或二、三回路间的热交换设备。主要由筒体、管板、水路间的热交换设备。主要由筒体、管板、水室、汽水分离器、传热管等部件组成。室、汽水分离器、传热管等部件组成。w筒体和管板一般和反应堆压力容器用材相同。筒体和管板一般和反应堆压力容器用材相同。w传热管以倒传热管以倒U形方式束集封焊在管板上的镗孔形方式束集封焊在管板上的镗孔内，管子数量多达几千根。内，管子数量多达几千根。对蒸汽发生器热管材料的要求对蒸汽发生器热管材料的要求1）热强性、热稳定性好，焊接性能好；）热强性、热稳定性好，焊接性能好；2）基体组织稳定，传热率高，热膨胀系数小；）基体组织稳定，传热率高，热膨胀系数小；3）抗均匀腐蚀及抗局部腐蚀能力强；）抗均匀腐蚀及抗局部腐蚀能力强；4）具有足够的塑性和韧性，以便适应弯管、涨）具有足够的塑性和韧性，以便适应弯管、涨管和抗振动；管和抗振动；传热管材料w热管材料：热管材料：Inconel600,Inconel690,Incoloy800w法国偏重于法国偏重于Inconel 690合金合金;w德国多采用德国多采用Incoloy 800合金；合金；w秦山采用秦山采用Incoloy 800合金；合金；w大亚湾采用大亚湾采用Inconel 690合金。合金。图 5-22蒸汽发生器故障易发部位管板处的腐蚀线接触造成的（温度、介质浓度、应力和介质流速）梯度造成局部腐蚀蒸汽发生器常见故障和应对措施问题出现率原因措施一次侧应力腐蚀开裂除用800合金的SG外都发生过U形管弯头处高的残余应力，使用600合金消除应力退火，玻璃球喷丸处理，换材料微动磨损都有发生流致振动 通过约束振动装置的安装减小SG管子的振动凹坑腐蚀，晶间腐蚀除用不锈钢做支撑板的SG外都有发生由于大空的铁素体支撑板的腐蚀性化学条件用抗腐蚀的板材，改进机械设计，改善水化学耗蚀，点腐蚀都有发生低流速的区域沉积了腐蚀产物和盐改善水化学，管板清洗沿晶应力腐蚀开裂特殊的SG型号管子和管板之间的深缝隙造成了腐蚀和盐的沉积 改善水化学，避免管子和管板间的深缝隙