諸如空氣污染加劇，土地面積有限以及風(fēng)和陽(yáng)光變化很大等問(wèn)題使核能成為以可持續(xù)方式克服能源短缺的最有吸引力的選擇。核能面臨的主要問(wèn)題是安全的核廢料處置和電廠運(yùn)行期間的安全。不斷創(chuàng)新核材料可以解決這兩個(gè)問(wèn)題。但核能存在嚴(yán)格的條件在串聯(lián)作用如變化的能量，高溫，高腐蝕性的環(huán)境和機(jī)械應(yīng)力和熱應(yīng)力的組合的輻射使得此任務(wù)的挑戰(zhàn)。

核反應(yīng)堆的傳統(tǒng)材料

輕水反應(yīng)堆（LWR）占世界核反應(yīng)堆的80％[1]。兩種最常見(jiàn)的輕水堆是沸水反應(yīng)堆（BWR）和壓水堆（PWR）。這些反應(yīng)堆的主要組成部分是燃料，金屬包層，反射器，控制棒，減速器，反應(yīng)堆壓力容器和提供支撐的結(jié)構(gòu)材料。[1]

圖1：壓水堆中使用的材料示意圖[2]

燃料和金屬熔覆

輕水堆中的燃料是顆粒狀的陶瓷UO 2。陶瓷UO 2顆粒在裂變過(guò)程中保持出色的尺寸穩(wěn)定性。這些陶瓷顆粒被包裹在金屬覆層中。在中子能量為0.025 eV時(shí)，燃料應(yīng)具有較高的宏觀裂變截面和較低的吸收截面。

圖2：中子與材料的各種相互作用示意圖

該金屬包層應(yīng)當(dāng)是透明的中子，使得這些中子可導(dǎo)致UO的裂變2的燃料。為了比較各種金屬的中子透明性，使用了一個(gè)稱(chēng)為宏觀中子吸收截面的參數(shù)。宏觀中子吸收截面越小，包層材料越好。另外，負(fù)責(zé)運(yùn)行這些反應(yīng)堆的公司需要在反應(yīng)堆中燃燒最大量的燃料，以便從燃料中提取最大量的熱量。這被稱(chēng)為高燃耗。這導(dǎo)致了更好的工廠經(jīng)濟(jì)性，對(duì)燃料包殼提出了額外的要求，最常見(jiàn)的是高耐腐蝕性。

表1：用于熔覆應(yīng)用的候選材料的性能[3]

從表1可以明顯看出，鈹，鎂和鋁的中子吸收截面最低，但是這些金屬仍然不適用于熔覆應(yīng)用。鈹價(jià)格昂貴，難以制造且有毒。鎂的熔點(diǎn)較低（650℃），在高溫下會(huì)失去強(qiáng)度，并且對(duì)熱水腐蝕的耐受性較差。鋁的熔點(diǎn)低（660℃），高溫強(qiáng)度差[4]。

奧氏體不銹鋼（類(lèi)型304，316和347），此前已用作沸水堆包殼，但他們因應(yīng)力腐蝕不成功開(kāi)裂（SCC）失敗。盡管奧氏體鋼包層燃料在壓水堆中能可靠地運(yùn)行[5]，但對(duì)更高燃料燃耗的需求最終導(dǎo)致了鋯基包層?[6]替代了奧氏體不銹鋼。

最初，鋯的兩個(gè)主要問(wèn)題是其較差的耐腐蝕性和較高的宏觀熱中子吸收截面，但后來(lái)發(fā)現(xiàn)其較高的宏觀截面是由于鋯中存在少量ha雜質(zhì)引起的。發(fā)現(xiàn)Zr與少量Sn，Cr和Fe（小于1％）合金化可顯著提高耐蝕性。

發(fā)現(xiàn)Zircaloy具有所有必需的特性，例如：

1. 相對(duì)較高的豐度

2. 不算貴

3. 在300℃的工作溫度下具有良好的耐腐蝕性

4. 合理的高溫強(qiáng)度

5. 良好的可加工性[4]。

然而，在福島核事故之后，核社區(qū)正在尋找鋯石作為包殼的替代材料。下一篇文章將對(duì)此進(jìn)行詳細(xì)討論。

2011年3月11日，福島第一核電站發(fā)生核事故

這些合金是1950年代由美國(guó)海軍上尉海曼·里克弗（Hyman Rickover）在輕水堆中首先選擇的熔覆材料，當(dāng)時(shí)麻省理工學(xué)院的考夫曼（Kaufman）和橡樹(shù)嶺的Pomerance在實(shí)驗(yàn)室中成功地分離了z和鋯，并表明純凈的鋯被吸收了。只有少數(shù)中子[7]。

在BWR和PWR環(huán)境中，Zircaloy的腐蝕機(jī)理不同。Zircaloy在BWR中經(jīng)歷球狀腐蝕，而在PWR中經(jīng)歷均勻腐蝕。BWR中使用Zircaloy 2（抗結(jié)核腐蝕）作為覆層，而PWR中使用Zircaloy 4（抗均勻腐蝕）作為覆層。

高燃耗要求更高的耐腐蝕性，因此，目前使用最多的兩種現(xiàn)代合金是Westinghouse的ZIRLO?和Framatome（AREVA）的M5?。ZIRLO?[8，9]是Zircaloy 4，添加了0.5–1％的鈮。M5?[10]是Zr-1％Nb，具有少量的Fe但沒(méi)有Sn。盡管Zircaloy-2仍用于BWR中，但M5?替代Zircaloy-4成為壓水堆中的首選合金，盡管Zircaloy-2具有鋯的內(nèi)襯層，以防止顆粒包層機(jī)械相互作用引起的應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂[11]。

冷卻液

減速器的功能是將快中子的能量從幾兆電子伏特減慢到0.025 eV。為了最有效地減慢這些中子的速度，減速劑材料的原子大小必須接近中子的大小。最明顯的選擇是H 2 O，因?yàn)闅涞脑映叽缱钚　Ｆ渌餍械恼{(diào)節(jié)劑是石墨，重水，鈉和CO 2。優(yōu)良的慢化劑材料應(yīng)具有較低的中子吸收橫截面，并且如果慢化劑材料具有高的熱容量以吸收來(lái)自反應(yīng)堆的熱量（例如水），也可以用作冷卻劑。

反光板

一些中子泄漏出反應(yīng)堆堆芯。為了阻止這些中子，使用了反射器。反射器所需的材料特性與減速劑相同，除了它應(yīng)該是固體。常見(jiàn)的反射器材料是奧氏體不銹鋼，鈹或石墨。

WWER-1000核芯的俯視圖。下部支撐結(jié)構(gòu)，中子反射器和11個(gè)燃料組件。

控制桿

控制棒的功能是吸收反應(yīng)堆中的中子。如果中子數(shù)量增加到無(wú)法控制的水平，則執(zhí)行所謂的反應(yīng)堆堆，在此期間將控制棒插入反應(yīng)堆。具有高中子吸收橫截面的合適材料是硼，鎘，ha等?？刂撇牧铣嗜~片形狀，通過(guò)燃料組件以十字形的形式排列，通常由分散在304型不銹鋼中的B4C制成。鋼基質(zhì)或ha基質(zhì)[4]。

1943使用硼控制棒的反應(yīng)堆圖

反應(yīng)堆壓力容器（RPV）

RPV是反應(yīng)堆和外部環(huán)境之間的關(guān)鍵安全邊界，通常被認(rèn)為是核反應(yīng)堆的關(guān)鍵壽命限制（和不可替代）組件。反應(yīng)堆壓力容器由淬火和回火的Mn-Mo-Ni低合金鋼制成[12]。這些壓力容器很大，因此對(duì)材料的主要限制是其成本。連續(xù)暴露于輻射會(huì)使RPV變脆，從而導(dǎo)致斷裂韌性降低。

鎳基合金用于管道和熱交換器[12]。

安裝在中國(guó)福建省核電廠寧德3號(hào)反應(yīng)堆的反應(yīng)堆船

結(jié)論

通過(guò)不斷創(chuàng)新核材料，可以顯著改善運(yùn)行中的核反應(yīng)堆的安全性。從發(fā)現(xiàn)新的核材料到實(shí)施將其用于核反應(yīng)堆之間的時(shí)間相當(dāng)長(zhǎng)。這種新材料必須在國(guó)家實(shí)驗(yàn)室和大學(xué)中進(jìn)行大量測(cè)試，才能確保在反應(yīng)堆中安全使用。這一點(diǎn)很重要，因?yàn)楹朔磻?yīng)堆的平均壽命為30至40年，而這些材料需要長(zhǎng)時(shí)間工作。否則可能會(huì)造成高昂的代價(jià)。因此，與其他部門(mén)相比，核部門(mén)的材料創(chuàng)新一直相當(dāng)緩慢。