第1讲 绪论-核电站材料问题

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1、AP1000核电厂安全壳核电站设备选材辅助厂房汽轮机厂房燃料管理区放射性废物库上海交通大学核科学与工程学院张乐福电话：021-34205099，13524678702邮件：lfzhang@sjtu.edu.cn辅助厂房应急柴油机厂房压水堆PWR核电站工况PWR核电站部件材料高温、高压、腐蚀性水介质、辐照、振动、疲劳、磨损、冲刷3工程材料都是脆弱的核电站材料问题¢电站60年长寿命周期内核设备的完整性、可靠性¢容易受到使用环境的破坏¢建造、运行上出现的问题多半与材料有关；ß疲劳ß国内：秦山二期压力容器、田湾蒸汽发生器…ß低温脆化ß国外：Davis-Besse封头腐蚀，南Texas下部仪

2、表管腐蚀…ß高温蠕变¢工况复杂：温度、压力、中子辐照、震动、流体冲刷等；¢腐蚀产物释放：停堆剂量ß腐蚀、应力腐蚀、冲刷腐蚀、……¢异种材料：焊接、电偶腐蚀、应力腐蚀开裂ß磨损¢设计时，堆材料的使用性能需与工况要求相互匹配，并留有充足余¢每种材料都有其最适合的应用环境量，需要通过合理选材、改进工艺或开发新材料，以降低成本、延长寿命和改进堆型。ß低碳钢：韧性好、可焊性好、价格低；但不耐腐蚀¢在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要ß不锈钢：耐腐蚀性好；但成本高有大量材料数据作基础。ß……6Davis-Besse上封头腐蚀－位置2003年4月12日，南TexasUSA2

3、002年3月6日，Davis-BesseUSA2004年8月9日，日本美滨给水管78Davis-BesseDavis-Besse上封头腐蚀－简介上封头腐蚀－腐蚀情况10Davis-Besse上封头腐蚀时间序列辐射剂量监督历史数据1112上封头出现硼酸结晶(10RFO)腐蚀产物和溶液漏出(12RFO)1314蒸SGPb-SCC发¢SG蒸发器¢Pb浓缩传¢在SCC处沉积¢诱发裂纹扩展热管的损伤Seabrook-1,200016堆芯围板螺栓断裂异种金属焊接处SCC典型900MW-PWR堆芯围板工况:吊篮桶体:10dpa,T=300-330℃围板:80-100dpa,T=370℃围板螺栓:

4、70dpa,300℃V.C.Summer2000冷却剂出口热应力造成18冷却剂泵螺栓的冲刷腐蚀日本美滨核电站高压加热器爆管事故1920反应堆材料的性能要求-13反应堆材料的性能要求-2(1)核性能（3）机械性能235ß为减少中子消耗、降低U的临界质量(堆芯临界尺寸)和浓度(富集度)，ß强度、塑韧性和热强性高除控制材料外，堆芯所有结构材料的中子吸收截面都应该尽可能地小；ß缺口敏感性、低温脆性ß为减少放射性危害，制造反应堆的材料活化截面也应该尽可能小，含长半ß抗疲劳、耐磨损衰期元素少，如Co。ß……ß抗辐照，损伤截面小，产气(He、H等)截面小（4）化学性能(2)辐照稳定性ß抗腐蚀、抗

5、高温氧化能力强；ß辐照期间组织、结构应稳定，脆化、肿胀等辐照效应和PCI（芯块与包壳ß点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀倾向性小。的相互作用）小；ß……ß杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其Cu、P、S含量应尽量少，成分偏析（5）物理性能小；ß晶粒和沉淀强化相要细小稳定。ß导热率大，热膨胀系数小；ß……223反应堆材料的性能要求-3反应堆材料体系高熔点(6)工艺性能¢核燃料UO2等陶瓷ß冶炼、铸造、煅压、冷加工和焊接性能都应良好；¢包壳材料耐强辐照材料ß淬透性大，无时效、回火脆性和二次硬化以及延迟脆性¢控制材料锆合金、不锈等倾向¢堆内构件材料钢、镍基合金ß……¢压力容器材料压力边界材料(7)经

6、济性¢回路管道材料低碳钢、不锈钢、镍基合金ß工艺简单易行，原材料来源方便，制造成本低廉。¢蒸汽发生器材料¢安全壳材料¢在满足上述要求基础上，应优先选用工艺成熟，¢冷却剂使用经验丰富的材料。¢慢化、反射与屏蔽材料2324(1)燃料（核裂变材料）(2)包壳材料¢燃料包壳管是反应堆的第二道安全屏障。作用:•压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷型材料。ß支撑、保护燃料不受冷却剂浸蚀•耐高温并在铀的氧化物中密度最高、抗蚀和抗肿胀性能ß防止裂变产物进入冷却剂回路。也比较好¢材料应具备下列性能：•陶瓷性质的结构可以保持大部分的裂变产物，形成防止ß(1)中子吸收截面小，导热率好；放射性物质外漏的第一道

7、安全屏障。ß(2)强度高，塑韧性好，耐蚀性强、对应力腐蚀不敏感；•燃料组件ß(3)热强性、热稳定性和抗辐照性能好。•先将UO2烧结成圆柱形芯块，再封装在锆合金(如锆－4合¢PWR燃料元件包壳一般都采用锆合金:金、M5等)管内组成元件。然后将元件以n×n阵列方式ßZr-4，M5、Zirlo定位排列在方形格架内，组成燃料组件ß中子吸收截面小•反应堆的裂变场所，即活性区就是由许许多多燃料组件ß在350℃下具有优良的机械性能和抗水腐蚀能力排列而成2526(3)反应堆压力容器材