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1、中国电力投资集团 核电培训课程,反应堆热工水力学,2005. 09.,上海交通大学 核科学与系统工程系,第二章 堆的热源及其分布, 堆芯材料及其热物性, 堆芯结构材料应能够在保证反应堆安全的同时，满足反应堆经济性要求。 从安全角度出发，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有：强度、塑性、工艺性、热应力及交变应力作用下抗疲劳性、辐射稳定性、腐蚀稳定性、导热性、材料相容性以及中子吸收截面等等。,核燃料, 几乎所有的大型动力堆都是使用可裂变材料的氧化物作燃料，其中LWR与HTGR使用UO2，快中子增殖堆使用U与Pu的氧化物(U, P
2、u)O2。 金属铀合金燃料与碳化物燃料已呈现许多优点，也可作反应堆一种核燃料。 可用作核燃料的元素不多，233U、235U、239Pu、241Pu的热中子裂变截面较大，其中233U、235U、239Pu已被用作核燃料。 235U是存在于天然铀矿中的核燃料。在天然铀中，大量存在的是238U，约占99.279%，235U的含量大约只占0.715%，其余的约0.006%是234U。 233U和239Pu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232Th和238U俘获中子而形成的。其中239Pu 是核弹头的主要材料。 核燃料可以分为可裂变材料和可转换材料两大类。可裂变材料可以在各种不同能量
3、中子的作用下发生裂变反应，自然界存在的可裂变材料只有235U一种；可转换材料在能量低于裂变阈能的中子作用下不能发生裂变反应，但在俘获高能中子后能够转变成可裂变材料。232Th和238U是可转换材料。, 选择燃料时应考虑的几个条件：, 最重要的是中子吸收截面，一般对快中子吸收截面要比热中子的小； 其次是燃料密度，通常希望燃料密度大，但为改善纯金属铀的物理性质，也曾试用合金燃料。 还应考虑：组成燃料元件的物质是否容易获得，加工制造和后处理是否困难，以及耐腐蚀、耐高温、耐辐照的性能如何等重要因素。现在的商用核电厂多采化合物形式的陶瓷体燃料。,氧化物燃料（如UO2）是一种陶瓷材料；优点：熔点高；在高温
4、水蒸汽中化学稳定性好；与包壳材料（锆合金、不锈钢等）相容性好；其金相结构无同素异形体，故在高温与中子辐照下几何形状较稳定。缺点：导热性能差；抗拉强度低；高功率密度与功率瞬变所引起的热应力易使芯块径向开裂（但只要包壳对芯块约束适当，当不会导致燃料元件几何尺寸的不稳定）。,核燃料分类表,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外逸，因此包壳成了放射性物质屏蔽的第一道屏障。细分起来，固体燃料又可以分为金属、合金和陶瓷型燃料。 在反应堆发展初期就开始研究液体燃料，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
5、高等显著优点。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，又可以分为悬浊液、液态金属和熔盐。但是由于会腐蚀材料，辐照不稳定，燃料后处理较困难，因此目前还没有达到工业应用的程度。 弥散体燃料的最初设计思想是为了提高燃料元件传热效率，并把燃料和慢化剂做在一起。,核燃料UO2,高温与辐照条件下的特性, 机械特性, UO2在 1400C时，UO2转变为塑性材料，在断裂之前会产生相当大的变形；在应变速率较快时，转变成塑性的温度要达1800C。 在高温下，UO2会因如下两种原因产生蠕变：热蠕变；裂变诱导的蠕变。在1450C以下，蠕变速率很低，温度高于此温度则要考虑蠕变对芯块影响。, 燃料的密实化
6、与重结构, 燃料芯块中都有一定孔隙率。密实化之结果会使孔隙消失，使芯块体积变小 密实化。限制燃料内小孔隙的初始体积、提高烧结温度、延长烧结时间均可大大减轻密实化。高温下肿胀使燃料芯块与包壳接触或芯块轴向自由膨胀因卡住均会产生作用于芯块上的热静压力，造成密实化；辐照效应造成裂变碎片使芯块内存在的细小孔隙分散成更小孔穴，并进一步向晶界扩散，亦造成密实化。, 热效应还会导致UO2芯块内的重结构。在高热流密度与长期辐照下，多孔的UO2燃料会在燃料芯块中心处形成孔洞。在孔洞周围分布着沿半径方向放射形排列的柱状晶粒，其外面是无序排列的小晶粒区。上述重结构过程发生的条件是UO2温度1700 C，并沿半径方向
7、有足够大的温度梯度。, 燃料的肿胀, 燃料裂变产生的气体与固体体积比裂变材料本身体积要大 肿胀。肿胀率的大小与温度有关。开始时，裂变造成的体积增大可由芯块孔隙容纳一部分，肿胀量比较小；随着燃耗加深，有效孔隙（对容纳燃料体积胀大有效的那部分孔隙）减少，则芯块外形尺寸会随燃耗加深明显增大。开始出现体积明显增大的燃耗称为临界燃耗。堆芯不容许出现过大肿胀，故应设法使临界燃耗大于燃料寿期末所达到的燃耗；增大燃料孔隙度可以增大临界燃耗。, 裂变气体的释放, 新的燃料元件包壳内充有24MPa的氦气，以改善间隙传热。裂变气体的释出，会使包壳内气体的成分改变，使导热率降低。裂变气体的释出量决定于两个因素：裂变气
8、体的生成量；生成的裂变气体有多大比例会从晶格中释放出来。,每cm3 燃料（UO2）释放出的裂变气体量Nf（mol / cm3）可如下估算：,式中，F 燃耗，每cm3的UO2的裂变核数； 每发生一次裂变生成的裂变气体分子数，对235U可取0.27；R1 释放的裂变气体占产生的裂变气体份额，即裂变气体释放率，%,其它物理性质, UO2的密度, UO2的理论密度是10.95 10.97 g/cm3，所谓理论密度是根据晶格常数计算得到的，实际制造出来的UO2芯块是由粉末状的UO2烧结出来的，由于制造工艺造成存在空隙，达不到理论密度，计算中一般取95%理论密度下的值：, UO2的熔点, UO2的熔点随O
9、/U与和微量杂质而变化，由于UO2在高温下会析出氧，使得O/U比在加热过程中要发生变化，因此UO2的真正熔点难以测定。一般取未经辐照的UO2熔点：280015 C ；辐照后，随着固体裂变产物的积累和O/U的变化，燃料熔点会有所下降，燃耗每增加104MWd/t铀，熔点下降约32C 。进行燃料元件设计时，可保守地取UO2熔点为2593C。反应堆燃料元件峰值温度应始终保持低于熔点，以防止：(1) 过份膨胀；(2) 燃料元件形状不稳定；(3) 裂变产物释放与迁移过多；(4) 燃料与包壳间有害化学反应；(5) 熔融燃料与包壳接触。,化学性质, UO2的一个显著特点是它的化学惰性。它与冷却剂水、锆包壳的相
10、容性很好。它几乎与水不发生任何反应，假如包壳损坏了，这种惰性不但能减少裂变产物向反应堆冷却剂释放数量，减少这种情况的危害性，而且对运行效率的不利影响也较小。 UO2没有同素异型体，允许有较深的燃耗，耐腐蚀性能也很好。,热物性, UO2的导热率, UO2热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重要的意义，因为导热性能的好坏将直接影响芯块内的温度分布和芯块中心的最高温度。大部分研究结果表明，影响UO2热导率的主要因素有：温度、密度（孔隙率）、燃耗深度，O/U等。O/U越高，导热率越低。95%理论密度的芯块的热导率可用下式计算得到：,其它密度下的热导率可以用Maxwell-Euken关系式计算：,其中，
11、 为燃料孔隙率（体积份额）； 由实验确定，对90理论的UO2， =0.5；其它密度下， =0.7。, UO2的比热, 比热可以表达为温度的函数，它随温度的变化可以由下式计算得到。, UO2的热膨胀系数, 在分析核燃料在反应堆内的行为时，热膨胀系数也是一个重要的性质。虽然试验结果不很一致，但在1000C以下的热膨胀系数大约为110-5/C 。大于1000C时可以取1310-6/C。由于UO2在2450C以上会显著地蒸发，因此高温下的热膨胀系数只是定性的。,小结,在氧化物燃料中，UO2的应用最为广泛，目前大多数商用电站均采用不同浓缩度的UO2作为运行燃料。UO2最明显的优点是熔点高，使反应堆可以高
12、温运行，给反应堆提供了达到高热效率的可能性。 UO2的第二个显著特点是它的化学惰性，与冷却剂水、锆包壳的相容性很好。它几乎与水不发生任何反应，假如包壳损坏了，同金属元件上类似的包壳破损比较起来，这种惰性就很有必要了，它不但能减少裂变产物向反应堆冷却剂释放的数量，减少这种情况的危害性，而且对运行效率的不利影响也较小。 另外，UO2没有同素异型体，允许有较深的燃耗，耐腐蚀性能也很好，燃料后处理和再加工比较容易。 但导热性差和在热梯度或热震下的脆性等这些陶瓷材料的典型特点又限制其高温运行。UO2的性质和它的制备条件、O/U比等都有关系，用于反应堆的UO2通常烧结为芯块，烧结的UO2芯块与粉末状的UO
13、2的很多性质不同。,包壳材料,燃料元件将裂变产生的能量以热的形式传给冷却剂。若燃料因裸露而与冷却剂直接接触，则裂变反应产生的裂变产物就会进入冷却剂中。这种结果是不希望有的，故一般把燃料加上包壳。这种包壳所用的材料就是包壳材料。装在包壳内的燃料芯体是含有裂变物质的圆棒状、板状或粒状材料。,包壳的作用, 从工程观点看，包壳是放射性物质的第一道屏障，既封装核燃料，又是燃料元件的支撑结构，包壳的作用可以归纳为： 起封装作用，防止燃料受到冷却剂的化学腐蚀，使主冷却回路免受放射性污染；同时还防止燃料的机械冲刷； 作为结构容器，减少裂变气体向外释放；保留裂变碎片。,包壳材料的性能要求, 包壳材料的性质可分为
14、两类：核性质和冶金学性质。 核性质包括中子吸收截面等。冶金学性质包括强度和抗蠕变能力、热稳定性、抗腐蚀性、加工性、导热性、与芯体的相容性以及辐照稳定性。考虑核性质要求包壳材料的中子吸收截面要小。除核性质外，包壳材料的选择在许多方面与其它工程上的考虑是相似的。在优先考虑中子截面的前提下，首先要根据与燃料和冷却剂在反应堆运行温度下的相容性对有希望的包壳材料进行筛选。除核性质和相容性要求以外，还要求包壳材料的热导率要大，这样有利于热量向冷却剂传输，降低燃料中心温度。另外，抗腐蚀性能、抗辐照性能、加工性能和机械性能也是要考虑的因素。只有很少的材料适合制作燃料包壳：铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨，等
15、等。 目前在压水堆中广泛应用的是锆合金包壳，快堆用不锈钢和镍基合金，高温气冷堆则采用石墨作为包壳材料。,Zr-2合金与Zr-4合金,锆合金具有中子吸收截面小、在压水堆的运行工作条件下具有良好的机械性能和抗腐蚀性能，因此在水堆中得到广泛应用。 锆合金是良好的包壳材料，唯一的不足之处是有吸氢脆化的趋势，这两种合金除了吸氢性能外其余性能都很相似。在相同条件下，Zr-4合金的吸氢率只有Zr-2合金的1/21/3。目前，压水堆中一般采用Zr-4合金，而在沸水堆中习惯采用Zr-2合金，不过，沸水堆中也有采用Zr-4合金的趋势。, Zr-4合金的导热率, Zr-4合金的热导率可以用下面经验公式计算得到：,其
16、中，的单位为W/cmC；t的单位是C。, Zr-4合金的比热, Zr-4的比热随温度变化可由下式计算得到：,冷却剂与慢化剂,冷却剂的作用是把堆芯产生的热量输送到用热的地方（热交换器或发电用汽轮机）。它对反应堆进行冷却，并把链式裂变反应释放出的热量带到反应堆外。 慢化剂是热中子堆中用来将燃料裂变释放出的快中子慢化成热中子以维持链式裂变反应的材料。,冷却剂与慢化剂的物性要求, 选择慢化剂首先是中子性能，即要求慢化能力好，中子吸收截面尽可能小，轻水、重水和石墨都是良好的慢化剂。 冷却剂除了要具有较好的中子性能外，还要具有良好的热物性，比热大，导热性能好，流动性能好等等。另外，冷却剂和慢化剂必须和其它材料的相容性要好，自身的辐照稳定性要好，成本低，易于获得。 考虑以上因素，压水堆中采用H2O兼作冷却剂和慢化剂。用水作冷却剂主要的缺点是沸点较低，因此一回路需要高压运行，故称“压”水堆。,H2O的物性,
