新兴铸管股份有限公司
Xinxing Ductile Iron Pipes Co.
国家材料腐蚀与防护科学数据中心分中心-智慧铸管-耐蚀钢铁材料数据中心
National Materials Corrosion and Protection Data Center
Intelligent Ductile Iron Pipe-Corrosion Resistant Steels Data Center
中文 | Eng 管理后台 数据审核 登录 反馈
专栏:核反应堆使用哪些高性能材料?
2020-03-12 12:35:46 作者:孙忠明 来源:知钢

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。

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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。

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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。

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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。

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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。

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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。

640?wx_fmt=png&tp=webp&wxfrom=5&wx_lazy=1&wx_co=1.jpg

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.

免责声明:本网站所转载的文字、图片与视频资料版权归原创作者所有,如果涉及侵权,请第一时间联系本网删除。

关于国家科技资源服务平台

国家科技基础条件平台中心是科技部直属事业单位,致力于推动科技资源优化配置,实现开放共享,其主要职责是:承担国家科技基础条件平台建设项目的过程管理和基础性工作;承担国家科技基础条件平台建设发展战略、规范标准、管理方式、运行状况和问题的研究,以及国际合作与宣传、培训等工作;承担科技基础条件门户系统的建设与运行管理工作;参与对在建和已建国家科技基础条件平台项目的考核评估和运行监督工作。

国家科技资源服务平台相关网站


国家材料腐蚀与防护科学数据中心

国家高能物理科学数据中心

国家基因组科学数据中心

国家微生物科学数据中心

国家空间科学数据中心

国家天文科学数据中心

国家对地观测科学数据中心

国家极地科学数据中心

国家青藏高原科学数据中心

国家生态科学数据中心

国家冰川冻土沙漠科学数据中心

国家计量科学数据中心

国家地球系统科学数据中心

国家人口健康科学数据中心

国家基础学科公共科学数据中心

国家农业科学数据中心

国家林业和草原科学数据中心

国家气象科学数据中心

国家地震科学数据中心

国家海洋科学数据中心