5.合金結(jié)構(gòu)與抗裂性

Ni-Cr-Fe合金極易發(fā)生應(yīng)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(yīng)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(nèi)的研究人員通過試驗(yàn)找到了答案。

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

從這些測試中，研究人員了解了合金結(jié)構(gòu)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(xué)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(kuò)展。

亞歷山德羅努說，從戴維斯-貝斯反應(yīng)堆頂蓋采集的樣本中發(fā)現(xiàn)，沉淀物可能是由未經(jīng)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(hù)材料。

這類試驗(yàn)的一個關(guān)鍵結(jié)果是，美國和其他國家的工程師已經(jīng)開始用690合金代替600合金制造反應(yīng)堆部件。這兩種材料都是以鎳、鉻和鐵為基礎(chǔ)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(jìn)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(yīng)堆中連接異種金屬的焊接材料。結(jié)果表明，它也極易受到一種應(yīng)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(jiān)固的鈍化氧化膜，以抵抗進(jìn)一步的氧化。該層起到了屏障的作用，保護(hù)金屬在與反應(yīng)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(yīng)力腐蝕開裂。但在經(jīng)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?！?/p>

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(kuò)散到燃料組件中，引起裂變并維持核連鎖反應(yīng)。但也要足夠堅(jiān)固，能夠在反應(yīng)堆中存在。

自2011年東日本大地震引發(fā)海嘯，導(dǎo)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(lǐng)域進(jìn)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(yīng)，但失去電力意味著冷卻水無法在反應(yīng)堆中循環(huán)，導(dǎo)致余熱無法排出，反應(yīng)堆堆芯溫度不斷升高，甚至高于1000℃，破壞燃料，最終導(dǎo)致氫氣爆炸。

田納西大學(xué)（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(yán)重性。

“當(dāng)我們用這些東西建造反應(yīng)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(dāng)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(yīng)將額外的熱量排放到反應(yīng)堆中，產(chǎn)生氫氣——曾經(jīng)導(dǎo)致了福島核電站的爆炸。

辛克爾說：“與鋯相比，氧化動力學(xué)的大幅度降低，可能會造成冷卻水損失事故的晝夜差異。”

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(yīng)堆中，安裝了兩種ATF產(chǎn)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(yīng)堆中進(jìn)行試驗(yàn)。

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(qiáng)的抵抗力”。

他的團(tuán)隊(duì)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(guān)于鎧裝產(chǎn)品，雷貝克說，目前他不能透露具體信息。

他說，主要是在標(biāo)準(zhǔn)鋯合金上涂上一層薄薄的保護(hù)涂層。這種涂層能夠使燃料棒組件承受高達(dá)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(fù)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(fù)合材料比較靈活。

辛克爾說，許多研究表明，陶瓷復(fù)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(yīng)容器

耐腐蝕性是當(dāng)今反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的關(guān)鍵，而且有可能在未來的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中，在實(shí)現(xiàn)更高效率、更經(jīng)濟(jì)、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(yīng)堆（MSR），這種反應(yīng)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(jì)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(yīng)堆（在320°C左右）相比，MSR的運(yùn)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(xué)效率至關(guān)重要。由于在大氣壓下工作，這就不需要特別堅(jiān)固的材料和昂貴的安全系統(tǒng)。

但是熔鹽對反應(yīng)堆容器具有很強(qiáng)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(yīng)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(xiàn)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?yàn)楦g試驗(yàn)方法缺乏標(biāo)準(zhǔn)化，實(shí)驗(yàn)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(xué)家Sangkeun合作，用統(tǒng)計(jì)算法對這些數(shù)據(jù)進(jìn)行梳理。

Raiman說，在預(yù)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(dǎo)致鉻從這種鎳基合金內(nèi)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(zhì)。

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(lǐng)域

辛克爾說，從歷史上看，核工業(yè)在實(shí)施新材料方面一直進(jìn)展緩慢。出于安全考慮，核電站運(yùn)行的每一個方面都受到高度監(jiān)管。這就容易導(dǎo)致耗費(fèi)巨大的鑒定過程，在新材料獲得核管理委員會批準(zhǔn)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(lǐng)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(xiàng)目得到了開發(fā)和資助，ATF的最佳候選材料已經(jīng)確定并進(jìn)行了測試，工業(yè)界也加入進(jìn)來，加大了新材料的生產(chǎn)，以進(jìn)行大規(guī)模的試驗(yàn)。

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

PNNL的納特說，這項(xiàng)工作證明 “當(dāng)電廠投產(chǎn)時，研發(fā)并沒有停止”。