5.合金结构与抗裂性

Ni-Cr-Fe合金极易发生应力腐蚀失效。但为什么这些600合金零件失效了，而其他许多由同样材料制成的零件却没问题呢？

答案很简单，用于制造戴维斯-贝斯反应堆顶盖部件的600合金薄板存在缺陷。

包括亚历山德罗努在内的研究人员通过试验找到了答案。

在他们的试验室中，材料样品可控地施加应力，并对裂纹扩展进行电子监控，持续数月。试验箱中的条件再现了压水堆在水温、压力和化学成分方面的情况。

从这些测试中，研究人员了解了合金结构如何影响其抗裂性。

亚历山德罗努指出，在制作精良的600合金样品中，显微微晶之间的界面，或冶金学家所称的晶界，充满了碳化铬纳米粒子。他解释说，这些被称为沉淀物的粒子起到了路障的作用，阻止了裂纹沿着晶界路径快速扩展。

亚历山德罗努说，从戴维斯-贝斯反应堆顶盖采集的样本中发现，沉淀物可能是由未经足够高温处理的600合金坯料制成的，这些沉淀物分散在整个金属中，而不是沿着晶界聚集，所处的位置使其可以更好地保护材料。

这类试验的一个关键结果是，美国和其他国家的工程师已经开始用690合金代替600合金制造反应堆部件。这两种材料都是以镍、铬和铁为基础的。但690合金的铬含量为28%，而600合金的铬含量为15%。

对182合金进行了类似的大规模研究，该合金长期以来被用作压水反应堆中连接异种金属的焊接材料。结果表明，它也极易受到一种应力腐蚀开裂的影响。

现在152合金已普遍取代182合金。这两种合金主要由镍、铬、铁和钒组成，但152合金的铬含量为30%，182合金的铬含量为16%。

690和152合金中较高的铬含量，有助于这些材料形成一层薄而坚固的钝化氧化膜，以抵抗进一步的氧化。该层起到了屏障的作用，保护金属在与反应堆中的水接触时不受腐蚀。

亚历山德罗努说：“替代材料比以往材料更能抵抗应力腐蚀开裂。但在经过60或80年后的性能如何，尤其是在焊缝部位和界面上，还不确定。”

6.耐事故燃料

替代材料也可能用在燃料棒包层中。

包层是制造空心燃料棒的锆合金，需要能被中子渗透，这样中子就可以扩散到燃料组件中，引起裂变并维持核连锁反应。但也要足够坚固，能够在反应堆中存在。

自2011年东日本大地震引发海啸，导致日本福岛第一核电站核事故以来，研究人员一直努力在这一领域进行研究。

尽管在该起事故中，核电站的安全系统很快停止了连锁反应，但失去电力意味着冷却水无法在反应堆中循环，导致余热无法排出，反应堆堆芯温度不断升高，甚至高于1000℃，破坏燃料，最终导致氢气爆炸。

田纳西大学（University of Tennessee）的核工程师史蒂文·辛克尔（Steven J. Zinkle）说，锆合金燃料棒包层加剧了问题的严重性。

“当我们用这些东西建造反应堆时，我们在想什么？”辛克尔问道。

他解释说，尽管“英勇的合金化努力”提高了锆的抗氧化性，但这种金属与热水和蒸汽根本不相容。当温度上升到1000℃以上时，水中高放热的锆氧化速率呈指数上升，反应将额外的热量排放到反应堆中，产生氢气——曾经导致了福岛核电站的爆炸。

辛克尔说：“与锆相比，氧化动力学的大幅度降低，可能会造成冷却水损失事故的昼夜差异。”

目前，制造这种“耐事故燃料”（ATF）的方法处于不同的发展阶段。

通用电气（General Electric）与日立（Hitachi）合资成立的全球核燃料公司（Global Nuclear Fuel），今年早些时候宣布，在伊利诺伊州克林顿的克林顿电站反应堆中，安装了两种ATF产品——铁壳和铠装锆包层制成的燃料棒组件。

2018年，这种新材料开始在佐治亚州的埃德温·哈奇核电站的反应堆中进行试验。

GE的腐蚀工程师和研究小组组长劳尔·雷贝克（Raul B.Rebak）说，覆铁层是一种由铁铬铝钼合金制成的覆层材料，对蒸汽和热水“具有极强的抵抗力”。

他的团队正在评估铬含量从12%到21%的合金在商业堆中的性能。

研究人员仍然需要评估脆化和其他可能影响长期性能的因素。

“我们还没有决定最后的成分。”雷贝克说。

关于铠装产品，雷贝克说，目前他不能透露具体信息。

他说，主要是在标准锆合金上涂上一层薄薄的保护涂层。这种涂层能够使燃料棒组件承受高达1000℃的高温，而不会发生氧化和腐蚀。

目前处于研发阶段的ATF还有另一种方法。用碳化硅复合材料制作包层。碳化硅较硬，也是惰性的，但可以承受极端的温度。陶瓷容易脆化，性能不好。然而，这两种材料做成的复合材料比较灵活。

辛克尔说，许多研究表明，陶瓷复合材料是压水堆燃料棒包壳“一个很好的候选材料”。

7.熔盐反应容器

耐腐蚀性是当今反应堆设计的关键，而且有可能在未来的反应堆设计中，在实现更高效率、更经济、更安全方面，也将发挥更大的作用。

一个例子就是熔盐反应堆（MSR），这种反应堆的核燃料包含在熔盐中，熔盐是一种高温液体，也是冷却剂。

自20世纪60年代以来，人们断断续续地研究了这一概念。

与今天的高压水反应堆（在320°C左右）相比，MSR的运行温度更高（高于 750°C或更高）。这种较高的温度对提高热力学效率至关重要。由于在大气压下工作，这就不需要特别坚固的材料和昂贵的安全系统。

但是熔盐对反应堆容器具有很强的腐蚀性。

Stephen S. Raiman是ORNL的研发助理和腐蚀专家，他在对反应堆材料在熔盐中降解的方式有较深的研究。但通过广泛的文献检索后，他发现，很难比较研究和确定有意义的腐蚀性研究趋势，因为腐蚀试验方法缺乏标准化，实验变量种类繁多。

因此，他收集了数十年的熔盐腐蚀数据，并与ORNL的数据科学家Sangkeun合作，用统计算法对这些数据进行梳理。

Raiman说，在预测一种材料的耐腐蚀性时，最突出的一个因素是熔盐的纯度。

数百小时的高温熔盐导致铬从这种镍基合金内部浸出，使其腐蚀和弱化。

熔盐具有吸湿性：它们倾向于吸引氧气、水、硫、金属卤化物和其他能腐蚀材料的杂质。

Raiman说：“盐的纯度真的很重要。纯盐的腐蚀速率比不纯盐低得多。”

8.迅速变化的核电领域

辛克尔说，从历史上看，核工业在实施新材料方面一直进展缓慢。出于安全考虑，核电站运行的每一个方面都受到高度监管。这就容易导致耗费巨大的鉴定过程，在新材料获得核管理委员会批准并投入商业使用之前，这一过程可能会拖上许多年。

最近在耐腐蚀领域发生的事件表明，变化可能会相对迅速，特别是在确定更安全的燃料方面。

“在福岛核事故之前，没有人考虑更换锆包层，”辛克尔说。

现在，在不到十年的时间里，研究项目得到了开发和资助，ATF的最佳候选材料已经确定并进行了测试，工业界也加入进来，加大了新材料的生产，以进行大规模的试验。

随着安全监管机构的不断投入，由新材料制成的燃料棒组件如今已被应用在商业堆中。

PNNL的纳特说，这项工作证明 “当电厂投产时，研发并没有停止”。