核电厂材料福清班chapter01绪论.pptx

福清核电福清核电福清核电福清核电2016201620162016年运行人员基础理论培训年运行人员基础理论培训年运行人员基础理论培训年运行人员基础理论培训北京，北京，北京，北京，2016201620162016龙龙 斌斌 教授教授中国核工业研究生院中国核工业研究生院China Institute of Atomic Energy,102413,Beijing,China核电厂材料核电厂材料Materials for Nuclear Power PlantsChina Institute of Atomic Energy,102413,Beijing,China核电厂材料核电厂材料Materials for Nuclear Power Plants绪绪 论论Introduction核电厂材料核电厂材料总体安排总体安排p 总课时总课时32课时课时p 每个课时包括每个课时包括50分钟授课，每章结束进行分钟授课，每章结束进行一次课堂练习一次课堂练习p 考试方式：采用教考分离；笔试；满分：考试方式：采用教考分离；笔试；满分：100分，分，80分及格？分及格？p 实习和参观：实习和参观：1）反应堆（中国实验快堆）反应堆（中国实验快堆CEFR）2）反应堆材料试验装置台架）反应堆材料试验装置台架 3）热室）热室 4）材料分析检测实验室）材料分析检测实验室核电厂材料核电厂材料授课内容授课内容 绪论绪论 （2 2课时）课时）材料学基础（材料学基础（6 6课时）课时）材料的性能材料的性能 （6 6课时）课时）核燃料核燃料 （4 4课时）课时）包壳材料包壳材料 （6 6课时）课时）核电厂材料核电厂材料授课内容授课内容 结构材料结构材料 （5 5课时）课时）反应堆其它材料反应堆其它材料 （2 2课时）课时）老化管理和失效分析基础老化管理和失效分析基础核技术成功的关键取决于堆核技术成功的关键取决于堆内强辐射下材料的行为内强辐射下材料的行为 -费米，费米，19461946年年核反应堆材料的重要性核反应堆材料的重要性第第1 1章章 绪论绪论第第1 1章章 绪论绪论河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔核核 岛岛核反应堆的工作条件是如此严峻，它的材料必须在高核反应堆的工作条件是如此严峻，它的材料必须在高温、高压、强辐照和极大的温度梯度的条件下工作，温、高压、强辐照和极大的温度梯度的条件下工作，同时还有腐蚀的影响。它所面临的条件比迄今为止我同时还有腐蚀的影响。它所面临的条件比迄今为止我们所遇到的任何工程所面临的条件要复杂得多。们所遇到的任何工程所面临的条件要复杂得多。常规岛常规岛反应堆材料的重要性：它是堆安全的基础，防止反应堆材料的重要性：它是堆安全的基础，防止堆内放射性物质外逸堆内放射性物质外逸第一道屏障燃料芯块燃料芯块第二道屏障燃料包壳燃料包壳第三道屏障压力容器和一回路压力边界压力容器和一回路压力边界第四道屏障安全壳安全壳第第1 1章章 绪论绪论主要的核燃料：主要的核燃料：23592U、23392U、23994Pu-可裂变（需高能中子）可裂变（需高能中子）易裂变易裂变天然燃料天然燃料U-238（99.28%），），Th-232U-235（0.714%）转换燃料转换燃料Pu-239,U-233二二次次再再生生燃燃料料核裂变反应核裂变反应核裂变核裂变一个一个铀核铀核235裂变时释放裂变时释放的能量如果按的能量如果按200MeV估算，估算，1Kg铀铀235全部裂全部裂变时放出的能量就相当于变时放出的能量就相当于2800吨标准煤完全燃烧吨标准煤完全燃烧时释放的化学能。时释放的化学能。一个铀原子核裂变产一个铀原子核裂变产 生生200MeV的能量，一个的能量，一个 碳原子的燃烧产生碳原子的燃烧产生4.1eV 的能量。的能量。第第1 1章章 绪论绪论核裂变核裂变核能释放的两种形式核能释放的两种形式快速（原子弹）快速（原子弹）慢速（核反应堆）慢速（核反应堆）第第1 1章章 绪论绪论核裂变核裂变美国轰炸广岛用美国轰炸广岛用的的little boy原子弹原子弹核裂变不可控核裂变不可控原子弹原子弹第第1 1章章 绪论绪论核裂变核裂变核裂变可控核裂变可控原子核的链式反应可以在原子核的链式反应可以在人工控制人工控制下进行下进行1942年，年，费米费米就主持建立了世界上第一个称为就主持建立了世界上第一个称为“核反应堆核反应堆”的装置的装置首次通过可控制的链式反应实现了核能的释放首次通过可控制的链式反应实现了核能的释放1951年年12月月2日，人类首次用核反应炉产生出了电能，点亮了日，人类首次用核反应炉产生出了电能，点亮了4只只200W的灯泡（的灯泡（EBR-I）第第1 1章章 绪论绪论核裂变核裂变奥布宁斯克核电站奥布宁斯克核电站原子核的链式反应可以在原子核的链式反应可以在人工控制人工控制下进行下进行1954年，前苏联建成世界上第一座核电站年，前苏联建成世界上第一座核电站5MW实验性石墨沸水堆实验性石墨沸水堆石墨慢化，轻水冷却第第1 1章章 绪论绪论我国第一座自主研发的核电站我国第一座自主研发的核电站-秦山核电站秦山核电站 Qinshan I Capacity:300 MWe Type: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 factor:unit-1 93.48%unit-2 89.34%(in 2008)第第1 1章章 绪论绪论核裂变核裂变慢化剂慢化剂中子的速度不能太快，否则会与中子的速度不能太快，否则会与235235U U原子核原子核“擦肩而过擦肩而过”，铀核，铀核不能不能“捉住捉住”它，不能发生核裂它，不能发生核裂变。变。实验证明，速度与热运动速度相实验证明，速度与热运动速度相当的中子最适于引发裂变，这样当的中子最适于引发裂变，这样的中子就是的中子就是“热中子热中子”，或称，或称慢慢中子中子。裂变产生的是速度很大的快中子，还要设法使快中子减速。裂变产生的是速度很大的快中子，还要设法使快中子减速。因此，在铀棒周围要放因此，在铀棒周围要放“慢化剂慢化剂”慢化剂材料：慢化剂材料：石墨、重水和轻水（或普通水）石墨、重水和轻水（或普通水）第第1 1章章 绪论绪论核裂变核裂变控制棒控制棒为了调节为了调节中子数目中子数目以控制反应以控制反应速度，还需要在铀棒之间插进速度，还需要在铀棒之间插进一些一些镉棒镉棒。镉棒。镉棒吸收中子吸收中子能力能力很强，当反应过于激烈时，将很强，当反应过于激烈时，将镉棒镉棒插深插深一些，它就会一些，它就会多吸收多吸收一些中子，链式反应的速度就一些中子，链式反应的速度就会慢一些。会慢一些。镉棒镉棒控制棒控制棒第第1 1章章 绪论绪论90共30个国家和地区发展核电，共434座核电站，367.7GWe，发电量占世界总发电量的约14%。01020304050607080立陶宛法国比利时乌克兰瑞典保加利亚斯洛伐克瑞士斯洛文尼亚匈牙利日本韩国德国芬兰西班牙美国英国台湾中国大陆世界平均(%)核电已发展成世界主力能源第第1 1章章 绪论绪论90中国清洁能源建设中国清洁能源目标到2020年占总发电的29%主要清洁能源水电（现2.49亿千瓦，极值5亿千瓦）风电（现0.61亿千瓦，极值7亿千瓦）太阳能（现3.28GW，极值2亿千瓦）核电（现0.13亿千瓦，极值4亿千瓦以上）2012年中国可再生能源投资达677亿美元，为世界第一第第1 1章章 绪论绪论核燃料裂变核燃料裂变释放的能量释放的能量使反应区温度升高。水使反应区温度升高。水或液态金属钠等或液态金属钠等流体流体在在反应堆内外循环流动，反应堆内外循环流动，把反应堆内把反应堆内产生的热量产生的热量传输出去，用于发电，传输出去，用于发电，同时也使反应堆同时也使反应堆冷却冷却。反应堆放出的热使水变反应堆放出的热使水变成成水蒸气水蒸气，这些高温高，这些高温高压的蒸汽推动汽轮机压的蒸汽推动汽轮机发发电电。核电站工作流程图核电站工作流程图核电厂系统和材料核电厂系统和材料按使用目的按使用目的可分为生产堆、研究堆、动力堆可分为生产堆、研究堆、动力堆生产堆生产堆用于生产用于生产聚变或可聚变或可裂变核材裂变核材料：如氚、料：如氚、233233U U和和239239PuPu 研究堆研究堆1 1）燃料材料辐照）燃料材料辐照2)2)中子衍射、同位素生产中子衍射、同位素生产动力堆动力堆将核裂变能将核裂变能转换成电能转换成电能分为：分为：沸水堆沸水堆压水堆压水堆重水堆重水堆钠冷快堆钠冷快堆气冷堆等气冷堆等核电厂系统和材料核电厂系统和材料按核电的堆型发展按核电的堆型发展可分为实验堆、原型堆、商用堆可分为实验堆、原型堆、商用堆3 3个阶段个阶段实验堆实验堆解决原理问题解决原理问题原型堆原型堆解决工程问题解决工程问题商用示范堆商用示范堆解决经济性即性价比问题解决经济性即性价比问题实验堆CEFR示范堆CFR600商用堆CFR10002011 2023 2035l实现科学验证l开展燃料、材料等研究l积累经验和人才l实现工业示范l验证经济性l形成快堆标准规范l积累快堆电站经验l实现商业推广l大规模增殖核燃料l作为主力电站规模化发展核电厂系统和材料核电厂系统和材料沸水堆（沸水堆（BWRBWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔冷却水从燃料棒处获得热量将冷却剂变成蒸汽和水的混合物汽水分离器及蒸汽干燥器汽轮机发电285oC7MPaQ：压力容器内的沸腾水温为：压力容器内的沸腾水温为285oC，请问压力应该控制在多少？，请问压力应该控制在多少？核电厂系统和材料核电厂系统和材料核电厂系统和材料核电厂系统和材料沸水堆（沸水堆（BWRBWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔1.安全壳：安全壳：钢筋混凝土钢筋混凝土2.压力容器：压力容器：低合金钢低合金钢3.堆芯：堆芯：燃料：燃料：UO2（2%3%235U）燃料元件包壳：燃料元件包壳：Zr-2组件盒：组件盒：Zr-24.控制棒：控制棒：B4C/304S.S5.回路管道：回路管道：304S.S，316S.S或碳钢或碳钢核电厂系统和材料核电厂系统和材料沸水堆（沸水堆（BWRBWR）福岛电站（福岛电站（BWR）结构示意图）结构示意图CIAECIAE，龙斌，龙斌中国原子能科学研究院研究生院中国原子能科学研究院研究生院核电厂系统和材料核电厂系统和材料2011年年3月月11日当地时间日当地时间14:46分分东日本里氏九级大地震东日本里氏九级大地震女川核电站女川核电站东海第二核电站东海第二核电站福岛第二核电站福岛第二核电站福岛第一核电站福岛第一核电站东通核电站东通核电站福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列感谢赵志祥教授提供素材感谢赵志祥教授提供素材核电厂系统和材料核电厂系统和材料福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列2024/4/25 周四核与辐射安全中心PPT(请键入标题)27福岛第一核电站福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态台机组地震发生时的状态:1-3号机组运行号机组运行 4号大修号大修,燃料卸出燃料卸出,5-6号检修号检修裂变产物放射性衰变热裂变产物放射性衰变热裂变产物放射性衰变热裂变产物放射性衰变热停堆后停堆后停堆后停堆后 6%16%1天后天后天后天后 1%5 1%5 天后天后天后天后 0.5%0.5%自动停堆，丧失厂外电自动停堆，丧失厂外电,应急柴油机成功启动应急柴油机成功启动2024/4/25 周四核与辐射安全中心PPT(请键入标题)27福岛第一核电站福岛第一核电站6台机组地震发生时的状态台机组地震发生时的状态:1-3号机组运行号机组运行 4号大修号大修,燃料卸出燃料卸出,5-6号检修号检修裂变产物放射性衰变热裂变产物放射性衰变热裂变产物放射性衰变热裂变产物放射性衰变热停堆后停堆后停堆后停堆后 6%16%1天后天后天后天后 1%5 1%5 天后天后天后天后 0.5%0.5%自动停堆，丧失厂外电自动停堆，丧失厂外电,应急柴油机成功启动应急柴油机成功启动福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列福岛第一核电厂受海啸水淹的过程福岛第一核电厂受海啸水淹的过程核电厂系统和材料核电厂系统和材料感谢赵志祥教授提供素材感谢赵志祥教授提供素材福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列由于水位下降由于水位下降,堆芯裸露堆芯裸露堆芯开始融化堆芯开始融化,相当多的融相当多的融化的燃料可能转移到化的燃料可能转移到RPV的的底部底部,RPV的底部可能损坏的底部可能损坏1号机组号机组:3月月11日日17:00左右左右2号机组号机组:3月月14日日18:00左右左右3号机组号机组:3月月13日日8:00左右左右冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升排放蒸汽降压排放蒸汽降压排放蒸汽降压排放蒸汽降压,水位下降水位下降水位下降水位下降核电厂系统和材料核电厂系统和材料感谢赵志祥教授提供素材感谢赵志祥教授提供素材福岛核事故的发展序列福岛核事故的发展序列福岛第一核电厂福岛第一核电厂1、3号号机组氢气爆炸情景机组氢气爆炸情景锆水反应产生大量氢气锆水反应产生大量氢气锆水反应产生大量氢气锆水反应产生大量氢气,1-4,1-4号机组相继发生氢气爆炸号机组相继发生氢气爆炸号机组相继发生氢气爆炸号机组相继发生氢气爆炸 Zr+2H Zr+2H20 ZrO0 ZrO2 2+2H+2H2 2核电厂系统和材料核电厂系统和材料核电厂系统和材料核电厂系统和材料压水堆（压水堆（PWRPWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔280-320oC15.5MPa 280oC7MPa核电厂系统和材料核电厂系统和材料压水堆（压水堆（PWRPWR）Curtsy to Dr.Roger W.Staehle 核电厂系统和材料核电厂系统和材料压水堆（压水堆（PWRPWR）河水、海河水、海水或冷却水或冷却塔塔1.安全壳：安全壳：钢筋混凝土钢筋混凝土2.压力容器：压力容器：低合金钢低合金钢+316SS3.堆芯：堆芯：燃料：燃料：UO2燃料元件包壳：燃料元件包壳：Zr-4（M5，ZIRLO）组件盒：组件盒：Zr-4（M5，ZIRLO）4.控制棒：控制棒：Ag-In-Cd/316,304S.S5.蒸发器：蒸发器：外壳：低合金钢外壳：低合金钢传热管：传热管：Inconel 6006.一回路管道：一回路管道：316,304S.S7.二回路管道：二回路管道：碳钢碳钢重水堆（重水堆（CANDUCANDU）CANDU型堆的特点是堆芯使用压力管型堆的特点是堆芯使用压力管(代替压水堆的代替压水堆的压力容器压力容器)，用重水作为慢化剂和冷却剂，用重水作为慢化剂和冷却剂,以天然铀作以天然铀作燃料，采用不停堆更换燃料燃料，采用不停堆更换燃料核裂变反应和反应堆简介核裂变反应和反应堆简介核电厂系统和材料核电厂系统和材料钠冷快中子堆（钠冷快中子堆（SFRSFR）热功率热功率10005000 MWt反应堆压力反应堆压力1atm反应堆出口温度反应堆出口温度530550 平均功率密度平均功率密度350 MWt/m3燃料燃料 氧化物或金属合金氧化物或金属合金包壳包壳316Ti,15Cr-15Ni,ODS核电厂系统和材料核电厂系统和材料钠冷快中子堆（钠冷快中子堆（SFRSFR）中国实验快堆（中国实验快堆（CEFR）介绍）介绍视频视频CIAECIAE，龙斌，龙斌中国原子能科学研究院研究生院中国原子能科学研究院研究生院核电厂系统和材料核电厂系统和材料钠冷快中子堆（钠冷快中子堆（SFRSFR）1.堆芯：堆芯：燃料：燃料：UO2,MOX,U-Pu-Zr燃料元件包壳：燃料元件包壳：316Ti,15Cr-15Ni,ODS,HT9组件盒组件盒:316Ti,15Cr-15Ni,ODS,HT92.控制棒：控制棒：B4C/316Ti3.堆容器：堆容器：316S.S4.中间热交换器：中间热交换器：316S.S5.一回路管道：一回路管道：316S.S，304S.S6.SG传热管：传热管：2.25Cr-1Mo,T91核电厂系统和材料核电厂系统和材料行波堆（行波堆（TWRTWR）核电厂系统和材料核电厂系统和材料行波堆（行波堆（TWRTWR）CIAECIAE，龙斌，龙斌中国原子能科学研究院研究生院中国原子能科学研究院研究生院 燃料燃料 包壳材料包壳材料 控制棒材料控制棒材料 压力容器（压力容器（RPV)RPV)材料材料 蒸汽发生器（蒸汽发生器（SGSG）材料）材料 反应堆一回路管道和阀门反应堆一回路管道和阀门 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵核电厂系统和材料核电厂系统和材料核电厂材料核电厂材料反应堆反应堆核电厂材料核电厂材料装置装置核电厂材料核电厂材料热室热室材料性能分析与检测材料性能分析与检测扫描电镜实验室扫描电镜实验室ZEISS SUPRA55ZEISS SUPRA55性能参数性能参数：分辨率：0.8nm15KV放大倍数：12-1,000,000 x加速电压：0.02-30KV探针电流：4pA-20nA样品室：300mm()x270mm(h)核电厂材料核电厂材料材料性能分析与检测材料性能分析与检测性能参数性能参数：点分辨率：0.24nm；线分辨率：0.10nm；加速电压：80-200kV；倾斜角：25o；STEM分辨率：0.20nm透射电镜实验室透射电镜实验室JEOL-2100FJEOL-2100F核电厂材料核电厂材料材料性能分析与检测材料性能分析与检测X X射线衍射分析实验室射线衍射分析实验室Bruker Advance D8Bruker Advance D8性能参数性能参数：光管类型：Cu靶 陶瓷X光管；光管功率：2.2kw；超速林克斯阵列检测器线性范围：7.6106cps,背景：0.1cps核电厂材料核电厂材料持久蠕变实验室持久蠕变实验室GWT2304GWT2304性能参数性能参数：最大试验力：30kN最大实验温度：1100oC冲击实验室冲击实验室性能参数性能参数：最大冲击能量：300J，150J摆锤力矩(冲击常数)：160.7695Nm,80.3848Nm角度最小分辨力：0.1试验温度：室温-60o核电厂材料核电厂材料旋转高压釜实验室旋转高压釜实验室性能参数性能参数：容积：5升内胆：Inconel 625合金材料 最大压力：35MPa最大工作温度：500C最大旋转速度；1750RPM主要功能主要功能：静态/动态高温高压挂片试验（临界和超临界）核电厂材料核电厂材料End of this chapterEnd of this chapter核电厂系统和材料核电厂系统和材料CIAECIAE，龙斌，龙斌中国核工业研究院研究生院中国核工业研究院研究生院本章基本要求：本章基本要求：1 1）了解反应堆关键部件对结构材料的基本了解反应堆关键部件对结构材料的基本要求及选材；要求及选材；2 2）初步了解反应堆的材料在运行和安全上初步了解反应堆的材料在运行和安全上可能遇见的问题可能遇见的问题