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5.合金結構與抗裂性

Ni-Cr-Fe合金極易發(fā)生應力腐蝕失效。但為什么這些600合金零件失效了，而其他許多由同樣材料制成的零件卻沒問題呢？

答案很簡單，用于制造戴維斯-貝斯反應堆頂蓋部件的600合金薄板存在缺陷。

包括亞歷山德羅努在內的研究人員通過試驗找到了答案。

在他們的試驗室中，材料樣品可控地施加應力，并對裂紋擴展進行電子監(jiān)控，持續(xù)數(shù)月。試驗箱中的條件再現(xiàn)了壓水堆在水溫、壓力和化學成分方面的情況。

從這些測試中，研究人員了解了合金結構如何影響其抗裂性。

亞歷山德羅努指出，在制作精良的600合金樣品中，顯微微晶之間的界面，或冶金學家所稱的晶界，充滿了碳化鉻納米粒子。他解釋說，這些被稱為沉淀物的粒子起到了路障的作用，阻止了裂紋沿著晶界路徑快速擴展。

亞歷山德羅努說，從戴維斯-貝斯反應堆頂蓋采集的樣本中發(fā)現(xiàn)，沉淀物可能是由未經足夠高溫處理的600合金坯料制成的，這些沉淀物分散在整個金屬中，而不是沿著晶界聚集，所處的位置使其可以更好地保護材料。

這類試驗的一個關鍵結果是，美國和其他國家的工程師已經開始用690合金代替600合金制造反應堆部件。這兩種材料都是以鎳、鉻和鐵為基礎的。但690合金的鉻含量為28%，而600合金的鉻含量為15%。

對182合金進行了類似的大規(guī)模研究，該合金長期以來被用作壓水反應堆中連接異種金屬的焊接材料。結果表明，它也極易受到一種應力腐蝕開裂的影響。

現(xiàn)在152合金已普遍取代182合金。這兩種合金主要由鎳、鉻、鐵和釩組成，但152合金的鉻含量為30%，182合金的鉻含量為16%。

690和152合金中較高的鉻含量，有助于這些材料形成一層薄而堅固的鈍化氧化膜，以抵抗進一步的氧化。該層起到了屏障的作用，保護金屬在與反應堆中的水接觸時不受腐蝕。

亞歷山德羅努說：“替代材料比以往材料更能抵抗應力腐蝕開裂。但在經過60或80年后的性能如何，尤其是在焊縫部位和界面上，還不確定。”

6.耐事故燃料

替代材料也可能用在燃料棒包層中。

包層是制造空心燃料棒的鋯合金，需要能被中子滲透，這樣中子就可以擴散到燃料組件中，引起裂變并維持核連鎖反應。但也要足夠堅固，能夠在反應堆中存在。

自2011年東日本大地震引發(fā)海嘯，導致日本福島第一核電站核事故以來，研究人員一直努力在這一領域進行研究。

盡管在該起事故中，核電站的安全系統(tǒng)很快停止了連鎖反應，但失去電力意味著冷卻水無法在反應堆中循環(huán)，導致余熱無法排出，反應堆堆芯溫度不斷升高，甚至高于1000℃，破壞燃料，最終導致氫氣爆炸。

田納西大學（University of Tennessee）的核工程師史蒂文·辛克爾（Steven J. Zinkle）說，鋯合金燃料棒包層加劇了問題的嚴重性。

“當我們用這些東西建造反應堆時，我們在想什么？”辛克爾問道。

他解釋說，盡管“英勇的合金化努力”提高了鋯的抗氧化性，但這種金屬與熱水和蒸汽根本不相容。當溫度上升到1000℃以上時，水中高放熱的鋯氧化速率呈指數(shù)上升，反應將額外的熱量排放到反應堆中，產生氫氣——曾經導致了福島核電站的爆炸。

辛克爾說：“與鋯相比，氧化動力學的大幅度降低，可能會造成冷卻水損失事故的晝夜差異?！?/p>

目前，制造這種“耐事故燃料”（ATF）的方法處于不同的發(fā)展階段。

通用電氣（General Electric）與日立（Hitachi）合資成立的全球核燃料公司（Global Nuclear Fuel），今年早些時候宣布，在伊利諾伊州克林頓的克林頓電站反應堆中，安裝了兩種ATF產品——鐵殼和鎧裝鋯包層制成的燃料棒組件。

2018年，這種新材料開始在佐治亞州的埃德溫·哈奇核電站的反應堆中進行試驗。

GE的腐蝕工程師和研究小組組長勞爾·雷貝克（Raul B.Rebak）說，覆鐵層是一種由鐵鉻鋁鉬合金制成的覆層材料，對蒸汽和熱水“具有極強的抵抗力”。

他的團隊正在評估鉻含量從12%到21%的合金在商業(yè)堆中的性能。

研究人員仍然需要評估脆化和其他可能影響長期性能的因素。

“我們還沒有決定最后的成分?！崩棕惪苏f。

關于鎧裝產品，雷貝克說，目前他不能透露具體信息。

他說，主要是在標準鋯合金上涂上一層薄薄的保護涂層。這種涂層能夠使燃料棒組件承受高達1000℃的高溫，而不會發(fā)生氧化和腐蝕。

目前處于研發(fā)階段的ATF還有另一種方法。用碳化硅復合材料制作包層。碳化硅較硬，也是惰性的，但可以承受極端的溫度。陶瓷容易脆化，性能不好。然而，這兩種材料做成的復合材料比較靈活。

辛克爾說，許多研究表明，陶瓷復合材料是壓水堆燃料棒包殼“一個很好的候選材料”。

7.熔鹽反應容器

耐腐蝕性是當今反應堆設計的關鍵，而且有可能在未來的反應堆設計中，在實現(xiàn)更高效率、更經濟、更安全方面，也將發(fā)揮更大的作用。

一個例子就是熔鹽反應堆（MSR），這種反應堆的核燃料包含在熔鹽中，熔鹽是一種高溫液體，也是冷卻劑。

自20世紀60年代以來，人們斷斷續(xù)續(xù)地研究了這一概念。

與今天的高壓水反應堆（在320°C左右）相比，MSR的運行溫度更高（高于 750°C或更高）。這種較高的溫度對提高熱力學效率至關重要。由于在大氣壓下工作，這就不需要特別堅固的材料和昂貴的安全系統(tǒng)。

但是熔鹽對反應堆容器具有很強的腐蝕性。

Stephen S. Raiman是ORNL的研發(fā)助理和腐蝕專家，他在對反應堆材料在熔鹽中降解的方式有較深的研究。但通過廣泛的文獻檢索后，他發(fā)現(xiàn)，很難比較研究和確定有意義的腐蝕性研究趨勢，因為腐蝕試驗方法缺乏標準化，實驗變量種類繁多。

因此，他收集了數(shù)十年的熔鹽腐蝕數(shù)據(jù)，并與ORNL的數(shù)據(jù)科學家Sangkeun合作，用統(tǒng)計算法對這些數(shù)據(jù)進行梳理。

Raiman說，在預測一種材料的耐腐蝕性時，最突出的一個因素是熔鹽的純度。

數(shù)百小時的高溫熔鹽導致鉻從這種鎳基合金內部浸出，使其腐蝕和弱化。

熔鹽具有吸濕性：它們傾向于吸引氧氣、水、硫、金屬鹵化物和其他能腐蝕材料的雜質。

Raiman說：“鹽的純度真的很重要。純鹽的腐蝕速率比不純鹽低得多?！?/p>

8.迅速變化的核電領域

辛克爾說，從歷史上看，核工業(yè)在實施新材料方面一直進展緩慢。出于安全考慮，核電站運行的每一個方面都受到高度監(jiān)管。這就容易導致耗費巨大的鑒定過程，在新材料獲得核管理委員會批準并投入商業(yè)使用之前，這一過程可能會拖上許多年。

最近在耐腐蝕領域發(fā)生的事件表明，變化可能會相對迅速，特別是在確定更安全的燃料方面。

“在福島核事故之前，沒有人考慮更換鋯包層，”辛克爾說。

現(xiàn)在，在不到十年的時間里，研究項目得到了開發(fā)和資助，ATF的最佳候選材料已經確定并進行了測試，工業(yè)界也加入進來，加大了新材料的生產，以進行大規(guī)模的試驗。

隨著安全監(jiān)管機構的不斷投入，由新材料制成的燃料棒組件如今已被應用在商業(yè)堆中。

PNNL的納特說，這項工作證明 “當電廠投產時，研發(fā)并沒有停止”。