材料与水化学 第1讲 绪论-核电站材料问题.ppt

《材料与水化学 第1讲 绪论-核电站材料问题.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《材料与水化学 第1讲 绪论-核电站材料问题.ppt（36页珍藏版）》请在淘文阁 - 分享文档赚钱的网站上搜索。

1、核电站设备材料问题核电站设备材料问题上海交通大学核科学与工程学院上海交通大学核科学与工程学院张乐福张乐福电话：021-34205099，13524678702邮件：2压水堆压水堆PWR核电站工况核电站工况高温、高压、腐蚀性水介质、高温、高压、腐蚀性水介质、辐照辐照、振动、疲劳、磨损、冲刷、振动、疲劳、磨损、冲刷PWR核电站部件材料核电站部件材料工程材料都是脆弱的工程材料都是脆弱的n容易受到使用环境的破坏容易受到使用环境的破坏q疲劳疲劳q低温脆化低温脆化q高温蠕变高温蠕变q腐蚀、应力腐蚀、冲刷腐蚀、腐蚀、应力腐蚀、冲刷腐蚀、q磨损磨损n每种材料都有其最适合的应用环境每种材料都有其最适合的应用环境

2、q低碳钢：韧性好、可焊性好、价格低；但不耐腐蚀低碳钢：韧性好、可焊性好、价格低；但不耐腐蚀q不锈钢：耐腐蚀性好；但成本高不锈钢：耐腐蚀性好；但成本高q5核电站材料问题核电站材料问题 n电站电站60年长寿命周期内核设备的完整性、可靠性年长寿命周期内核设备的完整性、可靠性n建造、运行上出现的问题多半与材料有关；建造、运行上出现的问题多半与材料有关；q国内：秦山二期压力容器、田湾蒸汽发生器国内：秦山二期压力容器、田湾蒸汽发生器q国外：国外：Davis-Besse封头腐蚀，南封头腐蚀，南Texas下部仪表管腐蚀下部仪表管腐蚀n工况复杂：温度、压力、中子辐照、震动、流体冲刷等；工况复杂：温度、压力、中子

3、辐照、震动、流体冲刷等；n腐蚀产物释放：停堆剂量腐蚀产物释放：停堆剂量n异种材料：焊接、电偶腐蚀、应力腐蚀开裂异种材料：焊接、电偶腐蚀、应力腐蚀开裂n设计时，堆材料的使用性能需与工况要求相互匹配，并留有充足余量，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。和改进堆型。n在核电站的定型化、在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要有大量材料数据作基础。有大量材料数据作基础。620022002年

4、年3 3月月6 6日，日，Davis-Davis-BesseBesse USA USA 20042004年年8 8月月9 9日，日本美滨给水管日，日本美滨给水管20032003年年4 4月月1212日，南日，南Texas USA Texas USA 7Davis-Besse上封头腐蚀位置上封头腐蚀位置Davis-Besse上封头腐蚀简介上封头腐蚀简介9Davis-Besse上上封封头头腐腐蚀蚀腐腐蚀蚀情情况况10Davis-Besse上封头腐蚀时间序列上封头腐蚀时间序列11辐射剂量监督历史数据辐射剂量监督历史数据12上封头出现硼酸结晶上封头出现硼酸结晶(10RFO)13腐蚀产物和溶液漏出腐蚀产

5、物和溶液漏出(12 RFO)蒸蒸发发器器传传热热管管的的损损伤伤15SG Pb-SCCnSG 蒸发蒸发nPb浓缩浓缩n在在SCC处沉积处沉积n诱发裂纹扩展诱发裂纹扩展Seabrook-1,2000堆芯围板螺栓断裂堆芯围板螺栓断裂典型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:70dpa,300异种金属焊接处异种金属焊接处SCC17V.C.Summer 2000冷却剂出口热应力造成18冷却剂泵螺栓的冲刷腐蚀冷却剂泵螺栓的冲刷腐蚀19日本美滨核电站高压加热器爆管事故日本美滨核电站高压加热器爆管事故核电站选材需要注意的问题核电

6、站选材需要注意的问题n设备工况设备工况q载荷载荷q辐照损伤：中子、辐照损伤：中子、射线射线q高温高压水环境的腐蚀高温高压水环境的腐蚀n材料性能要求材料性能要求q机械性能：强度、韧性、疲劳、蠕变机械性能：强度、韧性、疲劳、蠕变q金属材料损伤：组织稳定性、成分偏析、析出相、嬗变、辐金属材料损伤：组织稳定性、成分偏析、析出相、嬗变、辐照诱导的蠕变和应力松弛照诱导的蠕变和应力松弛q有机高分子材料辐照损伤：断链有机高分子材料辐照损伤：断链脆化、硬化脆化、硬化q环境相容性分析：均匀腐蚀、应力腐蚀、环境相容性分析：均匀腐蚀、应力腐蚀、FAC、点蚀、点蚀q寿命评估寿命评估q可制造性：可制造性：q成本要求成本要

7、求q退役处理退役处理反应堆材料的性能要求反应堆材料的性能要求-1(1)核性能核性能（包壳材料）（包壳材料）q为减少中子消耗、降低为减少中子消耗、降低235U的临界质量的临界质量(堆芯临界尺寸堆芯临界尺寸)和浓度和浓度(富集度富集度)，除控制材料外，堆芯所有结构材料的中子除控制材料外，堆芯所有结构材料的中子吸收截面都应该尽可能地小吸收截面都应该尽可能地小；q为减少放射性危害，制造反应堆的材料为减少放射性危害，制造反应堆的材料活化截面也应该尽可能小活化截面也应该尽可能小，含长半，含长半衰期元素少，如衰期元素少，如Co。q抗辐照，抗辐照，损伤截面小，产气损伤截面小，产气(He、H等等)截面小截面小(

8、2)辐照稳定性辐照稳定性 (反应堆压力容器活性段、堆内构件反应堆压力容器活性段、堆内构件)q辐照期间组织、辐照期间组织、结构应稳定结构应稳定，脆化、肿胀等辐照效应和，脆化、肿胀等辐照效应和PCI（芯块与包壳（芯块与包壳的相互作用）小；的相互作用）小；q杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其对于压力容器活性区杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其对于压力容器活性区Cu、P、S含量含量应尽量少，应尽量少，成分偏析小成分偏析小；q晶粒和晶粒和沉淀强化沉淀强化相要细小稳定。相要细小稳定。223 反应堆材料的性能要求反应堆材料的性能要求-2（3）机械性能机械性能(各种机械部件各种机械部件)q强度、塑韧性和热强性高强

9、度、塑韧性和热强性高q缺口敏感性、低温脆性缺口敏感性、低温脆性q抗疲劳、耐磨损抗疲劳、耐磨损q（4）化学性能）化学性能(与水介质接触的部分与水介质接触的部分)q抗腐蚀、抗高温氧化能力强；抗腐蚀、抗高温氧化能力强；q点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀倾向性小。点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀倾向性小。q（5）物理性能）物理性能(传热管等传热管等)q导热率大，热膨胀系数小；导热率大，热膨胀系数小；q233 反应堆材料的性能要求反应堆材料的性能要求-3(6)工艺性能工艺性能(厚大的工件，尤其是压力容器、主管道等厚大的工件，尤其是压力容器、主管道等)q冶炼、铸造、煅压、冷加工和焊接性能都应良好；冶炼、铸造、煅压、冷

10、加工和焊接性能都应良好；q淬透性大，无时效、回火脆性和二次硬化以及延迟脆性淬透性大，无时效、回火脆性和二次硬化以及延迟脆性等倾向等倾向q(7)经济性经济性(对于每个部件对于每个部件)q工艺简单易行，原材料来源方便，制造成本低廉。工艺简单易行，原材料来源方便，制造成本低廉。n在满足上述要求基础上，应优先选用工艺成熟，在满足上述要求基础上，应优先选用工艺成熟，使用经验丰富的材料。（工业经验使用经验丰富的材料。（工业经验+核级要求）核级要求）24反应堆材料体系反应堆材料体系n核燃料核燃料n包壳材料包壳材料n控制材料控制材料n堆内构件材料堆内构件材料n压力容器材料压力容器材料n回路管道材料回路管道材料

11、n蒸汽发生器材料蒸汽发生器材料n安全壳材料安全壳材料n冷却剂冷却剂n慢化、反射与屏蔽材料慢化、反射与屏蔽材料压力边界材料压力边界材料低碳钢、不锈低碳钢、不锈钢、镍基合金钢、镍基合金耐强辐照材料耐强辐照材料锆合金、不锈锆合金、不锈钢、镍基合金钢、镍基合金高熔点高熔点UO2等陶瓷等陶瓷25(1)燃料（核裂变材料）燃料（核裂变材料）p压水堆核电站燃料用的是压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷型材料。陶瓷型材料。p耐高温并在铀的氧化物中密度最高、抗蚀和抗肿胀性能耐高温并在铀的氧化物中密度最高、抗蚀和抗肿胀性能也比较好也比较好 p陶瓷性质的结构可以保持大部分的裂变产物，形成防止陶瓷性质的结构可以保持大部分的

12、裂变产物，形成防止放射性物质外漏的第一道安全屏障。放射性物质外漏的第一道安全屏障。p燃料组件燃料组件 p先将先将UO2烧结成圆柱形芯块，再封装在锆合金烧结成圆柱形芯块，再封装在锆合金(如锆如锆4合合金、金、M5等等)管内组成元件。然后将元件以管内组成元件。然后将元件以nn阵列方式定阵列方式定位排列在方形格架内，组成燃料组件位排列在方形格架内，组成燃料组件p反应堆的裂变场所，即活性区就是由许许多多燃料组件反应堆的裂变场所，即活性区就是由许许多多燃料组件排列而成排列而成 26(2)包壳材料包壳材料n燃料包壳管是反应堆的第二道安全屏障。作用燃料包壳管是反应堆的第二道安全屏障。作用:q支撑、保护燃料不

13、受冷却剂浸蚀支撑、保护燃料不受冷却剂浸蚀q防止裂变产物进入冷却剂回路。防止裂变产物进入冷却剂回路。n材料应具备下列性能：材料应具备下列性能：q(1)中子吸收截面小，导热率好；中子吸收截面小，导热率好；q(2)强度高，塑韧性好，耐蚀性强、对应力腐蚀不敏感；强度高，塑韧性好，耐蚀性强、对应力腐蚀不敏感；q(3)热强性、热稳定性和抗辐照性能好。热强性、热稳定性和抗辐照性能好。nPWR燃料元件包壳一般都采用锆合金燃料元件包壳一般都采用锆合金:qZr-4，M5、Zirloq中子吸收截面小中子吸收截面小q在在350下具有优良的机械性能和抗水腐蚀能力下具有优良的机械性能和抗水腐蚀能力 27(3)反应堆压力容

14、器材料反应堆压力容器材料 p压力容器及一回路压力边界是核电站的第三道安全压力容器及一回路压力边界是核电站的第三道安全屏障。屏障。p保持一回路系统压力，防止冷却剂沸腾；保持一回路系统压力，防止冷却剂沸腾；p在燃料元件一旦破损时，保证放射性物质或气体仍保留在在燃料元件一旦破损时，保证放射性物质或气体仍保留在一回路系统内。一回路系统内。p广泛采用广泛采用MnMoNi钢，如钢，如A508-Cl.3(16MND5)、A533 grade Bp为防止腐蚀，与冷却剂接触的内壁堆焊了两层为防止腐蚀，与冷却剂接触的内壁堆焊了两层(共共56mm)奥氏体不锈钢里衬奥氏体不锈钢里衬(308L/309L)。28(4)回

15、路材料回路材料 nPWR核电站回路系统包括：反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和回核电站回路系统包括：反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和回路管道等（统称核岛）。路管道等（统称核岛）。n一回路对反应堆安全十分重要，为防止破坏引起失水事故（一回路对反应堆安全十分重要，为防止破坏引起失水事故（LOCA），），一回路管道材料应满足下列要求：一回路管道材料应满足下列要求：q抗应力腐蚀、晶间腐蚀、均匀腐蚀、冲刷腐蚀能力强；抗应力腐蚀、晶间腐蚀、均匀腐蚀、冲刷腐蚀能力强；q高、低温强度和塑韧性好；高、低温强度和塑韧性好；q焊接和铸造性能好。焊接和铸造性能好。n一回路管道材料大量使用奥氏体、或双相不锈钢一回路管

16、道材料大量使用奥氏体、或双相不锈钢q耐应力腐蚀开裂耐应力腐蚀开裂q焊接端抗热裂纹能力强焊接端抗热裂纹能力强n德国核电站主管道选用低碳钢管，内衬不锈钢防腐层德国核电站主管道选用低碳钢管，内衬不锈钢防腐层q与压力容器类似与压力容器类似q可防止异种材料焊接裂纹可防止异种材料焊接裂纹29(5)蒸发器材料蒸发器材料n蒸汽发生器结构主要由筒体、管板、水室、汽水分离器、蒸汽发生器结构主要由筒体、管板、水室、汽水分离器、干燥器和倒干燥器和倒U形传热管组成。形传热管组成。qU形管是主要传热构件，多达几千根，总长约形管是主要传热构件，多达几千根，总长约70110公里，设计时留有足够的堵管裕量，即使寿期内有上千公里

17、，设计时留有足够的堵管裕量，即使寿期内有上千根停用，仍有足够的传热面积。传热管材料需具备：根停用，仍有足够的传热面积。传热管材料需具备：n（1）导热性能好、热膨胀系数小；）导热性能好、热膨胀系数小；n（2）抗应力腐蚀能力强；）抗应力腐蚀能力强；n（3）热强性、热稳定性和焊接性能良好；）热强性、热稳定性和焊接性能良好；n（4）塑韧性好，以便制管、弯管和胀管的加工。）塑韧性好，以便制管、弯管和胀管的加工。q蒸汽发生器传热管用镍基合金蒸汽发生器传热管用镍基合金n早期用早期用304L、600MAn后用后用690TT、600TT、800喷丸喷丸30(6)控制材料控制材料n控制材料的特点是中子吸收截面大，

18、如硼控制材料的特点是中子吸收截面大，如硼B-10、铪、铪Hf、镉、镉Cd等。等。n主要用作控制棒和可燃毒物。主要用作控制棒和可燃毒物。q反应堆的功率调节、后备反应性的储备以及开堆、反应堆的功率调节、后备反应性的储备以及开堆、停堆等都需要用控制材料制成的控制棒、调节棒、停堆等都需要用控制材料制成的控制棒、调节棒、可燃毒物等来实现。可燃毒物等来实现。31(7)安全壳材料安全壳材料n安全壳是核电站的第四道安全屏障。目的：安全壳是核电站的第四道安全屏障。目的：q防止当发生强烈地震或失水等严重事故时，保证放射性物质全部保防止当发生强烈地震或失水等严重事故时，保证放射性物质全部保持在安全壳内，不外逸污染环

19、境。持在安全壳内，不外逸污染环境。q防止外界自然力或人为原因损坏反应堆或威胁反应堆安全防止外界自然力或人为原因损坏反应堆或威胁反应堆安全n安全壳的体积庞大，其组装、焊接是现场进行的，焊后难以进行热安全壳的体积庞大，其组装、焊接是现场进行的，焊后难以进行热处理。处理。q要求材料焊接性能好、杂质少、强度高，塑韧性好。要求材料焊接性能好、杂质少、强度高，塑韧性好。q安全壳材料国外多采用安全壳材料国外多采用SA516和和SA517钢或钢或16Mn钢。也有采用高钢。也有采用高强度强度A543钢的钢的qAP1000反应堆用反应堆用SA-738-B钢钢(0.2C,0.9-1.5Mn,0.6Ni,0.3Cr,

20、0.15-0.55Si,0.35Cu,0.03P,0.03S,.)32(8)慢化材料慢化材料n目的：目的：q将裂变放出的快中子慢化成热中子，以便将裂变放出的快中子慢化成热中子，以便235U吸收发生核吸收发生核裂变裂变(因为因为235U吸收慢中子发生裂变的效率比快中子要高很吸收慢中子发生裂变的效率比快中子要高很多多)。n方法：方法：q靠非弹性碰撞降低快中子能量。靠非弹性碰撞降低快中子能量。n慢化材料的特性：慢化材料的特性：q原子质量轻、中子散射截面大、吸收截面小原子质量轻、中子散射截面大、吸收截面小n轻水、重水和石墨轻水、重水和石墨33(9)冷却剂材料冷却剂材料n冷却剂是将核裂变能导出堆芯的载热

21、剂。冷却剂是将核裂变能导出堆芯的载热剂。n冷却剂性能：冷却剂性能：q导热性好，比热容大、流动性好和腐蚀性小。导热性好，比热容大、流动性好和腐蚀性小。n常用的冷却剂：常用的冷却剂：q轻水、重水轻水、重水qHe、CO2q液体金属如钠、钠钾合金、铅铋合金等液体金属如钠、钠钾合金、铅铋合金等q现代发展起来的还有熔盐等。现代发展起来的还有熔盐等。n压水堆的冷却剂与慢化剂功能合一都用轻水或重水。压水堆的冷却剂与慢化剂功能合一都用轻水或重水。34(10)反射与屏蔽材料反射与屏蔽材料反射材料反射材料 在反应堆中的作用在反应堆中的作用:q减少中子损失，尽量使活性区边界逸出的中子被反弹回堆芯。减少中子损失，尽量使

22、活性区边界逸出的中子被反弹回堆芯。材料要求：材料要求：q原子量小、中子散射截面大，吸收截面小。散射截面大，意味着与中原子量小、中子散射截面大，吸收截面小。散射截面大，意味着与中子碰撞机会多，于是中子回弹到堆芯的几率也大子碰撞机会多，于是中子回弹到堆芯的几率也大q除常用的慢化剂可作反射层材料外，石墨、铍和氧化铍也是较好的反射除常用的慢化剂可作反射层材料外，石墨、铍和氧化铍也是较好的反射材料材料屏蔽材料：屏蔽材料：反应堆的屏蔽分反应堆的屏蔽分射线屏蔽射线屏蔽、中子屏蔽中子屏蔽和和热屏蔽热屏蔽三种。三种。q射线屏蔽主要靠密度大的材料，比如铅、重混凝土可屏蔽高能射线。射线屏蔽主要靠密度大的材料，比如铅

23、、重混凝土可屏蔽高能射线。q屏蔽中子用轻质材料，比如轻水、石墨和石蜡等。屏蔽中子用轻质材料，比如轻水、石墨和石蜡等。q热屏蔽用空心腔不锈钢弧型瓦或增厚吊栏或增大压力容器与堆芯之间的热屏蔽用空心腔不锈钢弧型瓦或增厚吊栏或增大压力容器与堆芯之间的距离达到隔热目的。距离达到隔热目的。分组学习分组学习1.1.碳钢管道、碳钢管道、MSRMSR等的流动加速腐蚀等的流动加速腐蚀(FAC)(FAC)破坏机理及选材应对措施破坏机理及选材应对措施2.2.不锈钢材料的辐照诱导的应力腐蚀开裂不锈钢材料的辐照诱导的应力腐蚀开裂(IASCC)(IASCC)问题及解决方案问题及解决方案3.3.不锈钢材料在水冷堆核电厂环境下

24、的应力腐蚀开裂问题及解决方案不锈钢材料在水冷堆核电厂环境下的应力腐蚀开裂问题及解决方案4.4.蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂及解决方案蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂及解决方案5.5.水化学对燃料包壳材料的应力腐蚀开裂的影响水化学对燃料包壳材料的应力腐蚀开裂的影响6.6.水化学对不锈钢应力腐蚀开裂的影响及应对方案水化学对不锈钢应力腐蚀开裂的影响及应对方案7.7.蒸汽发生器二次侧水化学对蒸汽发生器传热管失效的影响规律蒸汽发生器二次侧水化学对蒸汽发生器传热管失效的影响规律8.8.海水冷却系统设备的失效形式及材料选择海水冷却系统设备的失效形式及材料选择9.9.异种材料焊接接头的腐蚀异种材料焊接接头的腐蚀10.10.超临界水冷堆材料问题及可能的解决途径超临界水冷堆材料问题及可能的解决途径11.11.可用于核反应堆的新型材料可用于核反应堆的新型材料12.12.乏燃料储存用材料乏燃料储存用材料13.13.钠冷快堆包壳材料的现状与未来钠冷快堆包壳材料的现状与未来14.14.聚变堆面向等离子体的材料现状及未来聚变堆面向等离子体的材料现状及未来15.15.聚变堆包层才来的现状与未来聚变堆包层才来的现状与未来16.16.乏燃料后处理系统的先进材料乏燃料后处理系统的先进材料谢谢！