反應堆結構材料

反應堆結構材料主要指用於核燃料元件包套和其他堆芯構件的核反應堆材料。在核反應堆發展初期，天然鈾反應堆較多，堆運行温度較低，一般採用中子吸收截面低的鋁、鎂做結構材料；後來濃縮鈾大量應用於反應堆，堆的運行温度和功率密度大大提高，鋯，不鏽鋼，鎳基合金開始作為反應堆結構材料。

通常可將核反應堆結構材料分為氣冷堆、水冷堆和快中子堆結構材料。

鎂和石墨是氣冷堆常用結構材料。

(1)鎂。較早用於氣冷堆的結構材料。鎂的熱中子吸收截面很低，在乾燥的二氧化碳氣體中相當穩定。鎂的再結晶温度不高，輻照不會明顯改變鎂和鎂合金的力學性能。鎂與鈾是相容的。在用石墨作慢化劑，天然鈾作核燃料的二氧化碳氣冷堆中，鎂合金廣泛用作包殼材料。用鎂合金作包殼的核燃料元件的強度由金屬鈾芯保證，而鎂合金包殼則主要用以防止芯體受冷卻劑的腐蝕。在氣冷堆的工作温度下，鎂合金的塑性足以阻止鈾芯變形時燃料元件包殼密封性遭到破壞。而輻照損傷也不會使其塑性降低到危險的程度。但是由於鎂的熔點較低，高温下力學性能差，限制了它的應用。

(2)石墨。當反應堆工作温度超過700℃時，實際上就找不到可用的金屬包殼材料。而在高温氣冷堆中，工作温度高達1000℃，這時只有石墨可以作為核燃料元件包殼和堆芯結構材料。另外，高純石墨的熱中子吸收截面比鎂還小。用於核反應堆的石墨要嚴格控制其中的雜質含量，例如一般要求硼含量小於1×10。由於石墨的熱導率高，抗熱震性能好，在高温氦中穩定，即使在輻照條件下，石墨與氦也不起作用。因此被選作為高温氣冷堆中惟一可用的結構材料。

鋁和鋯是水冷堆常用的結構材料。

(1)鋁。具有較小的熱中子吸收截面和較低的密度，這使它較早地應用於以天然鈾作核燃料的堆芯並達到較深的燃耗。在第一座生產鈈的鈾-石墨反應堆中，就曾使用牌號為1100的鋁作為核燃料包殼材料。中國最早建成的幾座用水或重水作冷卻劑的研究堆也都採用鋁作為堆芯結構材料。鋁在水冷堆中的最高使用温度決定於其腐蝕穩定性。由於鋁在水中的局部腐蝕，使反應堆的工作温度不超過200℃。鋁及其合金的再結晶温度較低，所以其輻照損傷不嚴重。輻照也不會明顯改變鋁的腐蝕穩定性。鋁與金屬鈾之間的相容性不好，它們之間的相互作用所生成的金屬間化合物往往散落成粉末，從而破壞了鋁與鈾之間的接觸。為了提高其穩定性，常常採用鎳中間層。在這種情況下，鋁與鈾之間的相互作用速度降低，並保證了包殼與鈾芯體之間的牢固結合。

(2)鋯。在水冷堆的工作温度超過200℃時，鋁合金已不能使用，而鋯則成為理想的結構材料。鋯在高温水中的耐腐蝕性與不鏽鋼差不多，但其中子吸收截面卻只有不鏽鋼的1/15。鋯在水中的腐蝕穩定性因受氮的玷污而降低。為此，常在鋯中加入合金元素錫。例如在美國用作核電站的沸水堆和壓水堆中，普遍採用含錫的Zr-2或Zr-4合金作為UO₂陶瓷燃料芯塊的包殼材料。但是，鋯錫合金包殼在受應力狀態下，會由於氣態碘的侵蝕而破裂，這稱為碘應力腐蝕破裂。鋯是強烈的氫化物形成元素。氫化鋯的存在將導致鋯錫合金發生氫脆，這要求改進鋯合金管生產工藝並降低芯塊的含水量。在高温下，鋯與水或水蒸氣將發生化學反應並釋放出熱量，從而使反應進一步加劇，這稱為鋯水反應。鋯水反應使包殼的延性和強度很快下降，最終引起燃料元件畸變和破壞。鋯水反應時還釋放出氫氣，當積累到一定濃度時將有爆炸的危險。

對於用液態金屬作冷卻劑的快中子堆來説，奧氏體鉻鎳不鏽鋼是合適的結構材料。它具有高的熱強性和熱穩定性，與UO₂的相容性也好。特別是鹼金屬對它的侵蝕最少，因而鉻鎳不鏽鋼可在其中長期使用。例如法國馬庫爾鳳凰快堆就採用了不鏽鋼作為堆芯結構材料。當冷卻劑成分複雜時，在系統中將產生質量遷移。為此，必須限制鉻鎳不鏽鋼的含碳量。輻照使不鏽鋼的屈服極限提高，伸長率降低，引起材料的脆化。加之不鏽鋼的熱導率較低，從而引起較高的熱應力，這有可能導致燃料元件的破壞。當堆內工作温度高於700℃時，可採用熱強性和熱穩定性更好的鎳基合金。當温度超過800℃時，則應採用難熔金屬(鉭，鉬，鈮，鎢)及其合金。

由於核反應堆結構材料工作在高温、強輻射和腐蝕條件下，對它提出了極為苛刻要求，主要要求有：

(1)低的中子吸收截面。特別在採用天然鈾作核燃料的熱中子反應堆中，更要求堆芯結構材料具有低的熱中子吸收截面，並要求嚴格限制那些中子吸收截面大的雜質含量。否則將破壞堆芯的中子平衡，使核裂變鏈式反應難以進行。

(2)好的力學性能。堆芯構件承受着很高的機械載荷，加之高温和高速流體的衝擊，要求結構材料能在較高熱應力、交變應力和振動條件下工作。為了減少對中子的吸收，堆芯構件，特別是核燃料元件包殼，往往做得很薄。這就要求結構材料能在上述條件下保持構件的尺寸和形狀穩定。

(3)高的熱導率。這對於降低核燃料元件包殼的温差是必要的，而高的温度梯度將會引起很大的熱應力。此外，結構材料高的熱導率使核燃料元件得到可靠冷卻，是保證核反應堆無事故和安全工作的重要條件。

(4)好的輻照穩定性。堆芯結構材料受到強烈的輻照，這可能嚴重影響材料的性能。例如強度增加、塑性下降。有些材料由於輻照生長或輻照蠕變而使其尺寸發生變化。這些都要求對材料進行復雜的、長時間的試驗，其中包括直接在核反應堆內進行試驗，以選擇合用的堆芯結構材料。

(5)耐冷卻劑腐蝕。堆芯結構材料直接和冷卻劑接觸，冷卻劑常含有腐蝕性的雜質。有些冷卻劑本身即使純度很高也具有腐蝕性。因此堆芯結構材料有可能由於腐蝕(特別是局部腐蝕)而遭到破壞。有時在腐蝕過程中還產生氫，它可能溶入材料內而引起材料的脆化。再加上核反應堆內的高温、高的機械應力和熱應力、以及輻照條件下材料性質和冷卻劑成分的變化，使材料的腐蝕環境更加複雜。

(6)與核燃料相容。為了利於將核燃料所產生的熱量經過包殼傳給冷卻劑，一般包殼與核燃料之間是直接接觸的。如果在給定的條件下，兩者之間不發生相互作用或作用很慢，不引起燃料元件的形狀改變或密封性的破壞，則認為它們是相容的。核燃料與包殼之間的相容性是決定核燃料元件壽命和最高工作温度的重要因素。 ^[2] 

根據對反應堆結構材料的要求，對於各種不同的核反應堆類型，各自有其不同的適用材料。