諸如空氣污染加劇，土地面積有限以及風(fēng)和陽光變化很大等問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。核能面臨的主要問題是安全的核廢料處置和電廠運行期間的安全。不斷創(chuàng)新核材料可以解決這兩個問題。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，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，使用了一個稱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。這被稱為高燃耗。這導(dǎo)致了更好的工廠經(jīng)濟性，對燃料包殼提出了額外的要求，最常見的是高耐腐蝕性。

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。鈹價格昂貴，難以制造且有毒。鎂的熔點較低（650℃），在高溫下會失去強度，并且對熱水腐蝕的耐受性較差。鋁的熔點低（660℃），高溫強度差[4]。

奧氏體不銹鋼（類型304，316和347），此前已用作沸水堆包殼，但他們因應(yīng)力腐蝕不成功開裂（SCC）失敗。盡管奧氏體鋼包層燃料在壓水堆中能可靠地運行[5]，但對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，鋯的兩個主要問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。下一篇文章將對此進行詳細(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)時麻省理工學(xué)院的考夫曼（Kaufman）和橡樹嶺的Pomerance在實驗室中成功地分離了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，以防止顆粒包層機械相互作用引起的應(yīng)力腐蝕開裂[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，因為氫的原子尺寸最小。其他流行的調(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，因此對材料的主要限制是其成本。連續(xù)暴露于輻射會使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]。

安裝在中國福建省核電廠寧德3號反應(yīng)堆的反應(yīng)堆船

結(jié)論

通過不斷創(chuàng)新核材料，可以顯著改善運行中的核反應(yīng)堆的安全性。從發(fā)現(xiàn)新的核材料到實施將其用于核反應(yīng)堆之間的時間相當(dāng)長。這種新材料必須在國家實驗室和大學(xué)中進行大量測試，才能確保在反應(yīng)堆中安全使用。這一點很重要，因為核反應(yīng)堆的平均壽命為30至40年，而這些材料需要長時間工作。否則可能會造成高昂的代價。因此，與其他部門相比，核部門的材料創(chuàng)新一直相當(dāng)緩慢。