城市的发展、人口的增长以及人们对现代生活方式的渴望，使得高科技产品的使用成为潮流。高科技产品需要使用大量的能量，这引发了人们对能源危机的担忧。为了解决这一问题，大多数国家严重依赖煤炭和天然气发电，而这导致了二氧化碳排放量的增加，导致了全球变暖。

不断增加的空气污染、有限的土地面积以及风能和太阳能存在的巨大不确定性等问题，使核能成为以可持续的方式克服能源短缺的最具吸引力的选择。

核能面临的主要问题是核废料的安全处理和核电站运行的安全。这两个问题正通过不断创新核材料来解决。

由于核电站中一系列恶劣条件的存在，如不同能量的辐射、高温、高腐蚀性环境以及机械应力和热应力的组合，使这一任务具有挑战性。

- 01 - 核反应堆的传统材料

轻水反应堆（LWR）占世界核反应堆的80％。

LWR的两种最常见类型是沸水反应堆（BWR）和压水反应堆（PWR）。这些反应堆的主要组成部分是燃料、金属包层、反射器、控制棒、慢化剂、反应堆压力容器和提供支撑的结构材料。

图1：压水堆中使用的材料示意图

- 02 - 燃料和金属包层（Fuel and metal cladding）

轻水堆中的燃料是颗粒状的陶瓷UO2。陶瓷UO2颗粒在裂变过程中保持出色的尺寸稳定性。这些陶瓷颗粒被包裹在金属包层中。在中子能量为0.025eV时，燃料应具有较高的宏观裂变截面和较低的吸收截面。

图2：中子与材料的各种相互作用示意图

金属包层对中子应该是透明的，这样，这些中子就可以引起UO2燃料的裂变。为了比较各种金属的中子透明度，引入了一个叫做宏观中子吸收截面的参数。宏观中子吸收截面越小，包层材料越好。

此外，负责运行这些反应堆的公司，需要在反应堆中燃烧尽可能多的燃料，以便从燃料中提取最多的热量，也即所谓的高燃料燃耗，以获得更好的设备经济性。当然，这对燃料包层也提出了额外的要求，最常见的是高耐腐蚀性。

表1：用于包层应用的候选材料的性能

从表1可以明显看出，铍，镁和铝的中子吸收截面最低，但是这些金属仍然不适用于包层应用。铍价格昂贵，难以制造且有毒。镁的熔点较低（650℃），在高温下会失去强度，并且对热水腐蚀的抵抗力较差。铝的熔点低（660℃），高温强度差。

奥氏体不锈钢(304、316和347)曾被用作BWRs的包层，但由于应力腐蚀开裂(SCC)失效而未能成功。尽管在PWRs中，奥氏体钢包层燃料运行可靠，但燃料燃耗高的需求，最终导致了锆基包层取代奥氏体不锈钢。

最初，锆的两个主要问题是抗腐蚀性差和高的宏观热中子吸收截面，但后来发现其高的宏观吸收截面是因为锆中存在少量的铪杂质。用少量锡、铬和铁(小于1%)对锆进行合金化，对锆的耐蚀性有显著的提高。

已发现Zircaloy具有所有必需的特性，例如：

相对较高的丰度

不算太贵

在300℃的工作温度下，具有良好的耐腐蚀性

合理的高温强度

良好的可加工性

然而，在福岛核事故之后，核电界正在寻找锆合金包层的替代材料。

2011年3月11日，福岛第一核电站发生核事故

1950年代，美国海军上尉海曼·里克弗（Hyman Rickover）首先选择这些合金为轻水堆包层材料，当时麻省理工学院的Kaufman和橡树林国家实验室的Pomerance在实验室成功分离了铪和锆，且发现纯锆只吸收了少量的中子。

在BWR和PWR环境中，锆合金的腐蚀机理不同。锆合金在BWR中发生疖状腐蚀，而在PWR中则受到均匀腐蚀。BWR中使用Zircaloy 2（耐疖状腐蚀）作为包层，而PWR中使用Zircaloy 4（抗均匀腐蚀）。

高燃耗则要求更高的耐腐蚀性，因此，目前使用最多的两种最新合金是西屋公司的ZIRLO?和法马通公司（AREVA）的M5?。ZIRLO?是Zircaloy 4基础上，添加了0.5–1％的铌。M5?是Zr-1％Nb，含少量的Fe，但没有Sn。

尽管Zircaloy-2仍用于BWR中，Zircaloy-2具有锆内衬层，可防止颗粒包层间机械作用引起的应力腐蚀开裂，但M5?已成为未来压水堆中替代Zircaloy-4的首选合金。

- 03 - 慢化剂和冷却剂（Moderator and coolant）

慢化剂的功能是将快中子的能量从几MeV减慢到0.025 eV。

为了最有效地减慢这些中子的速度，慢化剂材料的原子的大小必须接近中子的大小。最常见的慢化剂是H2O，因为氢的原子尺寸最小。其他常见的慢化剂有石墨、重水、钠和二氧化碳。

好的慢化剂材料应该有低的中子吸收截面，此外，如果慢化剂材料有高的热容，可用来吸收反应堆的热量，比如水，那么它还可以作为冷却剂。

- 04 - 反射器（Reflector）

一些中子会从反应堆堆芯泄漏出来，为了阻止这些中子，需要使用反射器。

反射器所需的材料属性与慢化剂相同，但其应为固体。常见的反射器材料是奥氏体不锈钢，铍或石墨。

WWER-1000核芯的顶视图。下部支撑结构，中子反射器和11个燃料组件。

- 05 - 控制杆（Control rod）

控制棒的作用是吸收反应堆中的中子。如果中子数量增加到无法控制的水平，就会执行一种叫做反应堆紧急停堆的操作，在此过程中，控制棒被插入反应堆中。

具有高中子吸收横截面的材料，例如硼，镉，铪等，是控制棒的首选材料。控制棒呈叶片形，穿过燃料组件呈十字交叉排列，通常由散布在304型不锈钢基体或铪基体上的B4C制成。

1943使用硼控制棒的反应堆图

- 06 - 反应堆压力容器（Reactor pressure vessel，RPV）

RPV是反应堆与外部环境之间的关键安全边界，通常被认为是核反应堆的关键寿命限制(和不可替代)组件。

反应器压力容器由调质的锰钼镍（Mn-Mo-Ni）低合金钢制成，这些压力容器非常大，因此对材料的主要限制是其高成本。持续暴露于辐射下会使RPV变脆，从而导致其断裂韧性降低。

管道和热交换器通常用镍基合金制造。

RPV安装，宁德核电站3号机组，中国福建

- 07 - 结论（Conclusion）

通过不断创新核材料，可以显著提高核反应堆运行中的安全性。从发现新的核材料，到将其用于核反应堆之间，需要经历的时间相当长，就像当前用于抗击武汉新冠病毒的药物，也需要经过严格的验证程序。

这种用于核反应堆的新材料，必须经过国家实验室和大学的大量测试，才能确保在反应堆中使用是安全的。这一点很重要，因为核反应堆的平均寿命是30-40年，这些材料就需要运行这么长的时间。

如果不这样做，代价可能会很大。因此，与其他部门相比，核领域的材料创新速度一直相当缓慢。

参考文献：

https://www.nuclear-power.net/nuclear-engineering/materials-nuclear-engineering/

https://www.nrc.gov/materials.html

https://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_reactor

https://matmatch.com/blog/materials-in-nuclear-reactors/

Ru, X., and Staehle, R. W., 2013, “Historical Experience Providing Bases for Predicting Corrosion and Stress Corrosion in Emerging Supercritical Water Nuclear Technology: Part 1—Review,” Corrosion, 69(3) pp. 211-229.