1、 核能材料 l 核能概述l 裂變反應堆材料l 聚變堆材料l 改進型水冷動力反應堆材料l 先進的核燃料的氚增殖材料l 核能材料的輻照效應l 新一代結構材料 1 核能概述 1.1核能 核能(或稱原子能)是通過轉化其質量從原子核釋放的能量，符合愛因斯坦的方程E=mc，其中E=能量，m=質量，c=光速常量。核能通過三種核反應之一釋放： 核裂變，打開原子核的結合力。 核聚變，原子的粒子熔合在一起。 核衰變，自然的慢得多的裂變形式。 核能就是指原子能，即原子核結構發生變化時釋放出的能量,包括重核裂變或輕核聚變釋放的能量。1938年德國化學家哈恩首次揭示了核裂變反應，他通過研究發現，鈾-235在中子的轟擊下

2、分裂成兩個原子核，同時放出三個中子，這一過程伴隨著能量的放出，這個過程就是核裂變反應，放出的能量就是核能。物質所具有的原子能比化學能大幾百萬倍以至上千萬倍。核能發電的過程 1.2 核能應用歷史核能是人類歷史上的一項偉大發明，這離不開早期科學家的探索發現，他們為核能的應用奠定了基礎。19世紀末 英國物理學家湯姆遜發現了電子。1895年 德國物理學家倫琴發現了X射線。1896年 法國物理學家貝克勒爾發現了放射性。1898年 居里夫人發現新的放射性元素釙。1902年 居里夫人經過4年的艱苦努力又發現了放射性元素鐳。1905年 愛因斯坦提出質能轉換公式。1914年 英國物理學家盧瑟福通過實驗，確定氫原

3、子核是一個正電荷單 元，稱為質子。1932年 英國物理學家查得威克發現了中子。1938年 德國科學家奧托哈恩用中子轟擊鈾原子核，發現了核裂變現象。1942年12月2日 美國芝加哥大學成功啟動了世界上第一座核反應堆。1945年8月6日和9日 美國將兩顆原子彈先后投在了日本的廣島和長崎。1954年 蘇聯建成了世界上第一座核電站-奧布靈斯克核電站。在1945年之前，人類在能源利用領域只涉及到物理變化和化學變化。二 戰時，英國、法國、中國、日本、以色列等國相繼展開對核能應用前景的研 究。 1.3核能分類 核能可分為三類： （1）裂變能，重元素（如鈾、钚等）的原子核發生分裂時釋放出來的能量； （2）聚變

4、能，由輕元素（氘和氚）原子核發生聚合反應時釋放出來的能量； （3）原子核衰變時發出的放射能。核能與化學能的區別在于，化學能是靠化學反應中原子間的電子交換而獲得能量。例如煤或石油燃燒時，每個碳或氫原子氧化過程中，只能釋放出幾個電子伏能量，而核能則靠原子核里的核子（中子或質子）重新分配獲得能量，這種能量非常大。 廣義的核材料是核工業及核科學研究中所專用的材料的總稱，它包括核燃料及核工程材料(即非核燃料材料)。核燃料(nuclear fuel)是指能產生裂變或聚變核反應并釋放出巨大核能的物質。核燃料可分為裂變燃料和聚變燃料(或稱熱核燃料)兩大類。裂變燃料主要指易裂變核素如鈾235、钚239和鈾233

5、等。235U、239Pu、233U的中子誘發裂變的能量閾值為零，它們被稱作易裂變核素，即是能在熱中子反應堆中使用的核燃料。232Th和238U吸收中子后，可生成新的易裂變材料233U和239Pu，232Th和238U被稱為可轉換材料。 1.4 核材料 238U和232Th資源豐富，為核能的利用提供了廣闊的材料來源。此外，由于鈾238和釷232是能夠轉換成易裂變核素的重要原料，且其本身在一定條件下也可產生裂變，所以習慣上也稱其為核燃料。聚變燃料包含氫的同位素氘、氚，鋰和其它化合物等。核工程材料是指反應堆及核燃料循環和核技術中用的各種特殊材料，如反應堆結構材料、元件包殼材料、反應堆控制材料、慢化劑

6、、冷卻劑、屏蔽材料等等。核材料必須置于設有多重實體屏障的保護區內，并實行全面管制與統計，防止損失與擴散。 2 裂變反應堆材料 2.1裂變原理和裂變反 應堆 鈾-235或钚-239 等重元素的原子核在吸收一個中子后發生裂變，分裂成兩個質量大致相同的新原子核，同時放出23個 中子，這些中子又會引發其他的鈾-235或钚-239原子核裂變，如此形成鏈式反應。 在裂變過程中伴隨著能量放出，這就是裂變能。一種典型的裂變反應式為 鈾-235原子每次裂變時放出約200MeV的能量，一個碳原子燃燒時放出的能量為4.8eV。鈾的裂變能是碳燃燒釋放能的4.878萬倍。 2.2 裂變反應堆 實現裂變反應的裝置為裂變反

7、應堆。 裂變反應堆的類型有很多種，但結構基本相同，都由堆芯和輔助系統組成。堆芯內裝有核燃料，維持裂變鏈式反應，絕大部分裂變能以熱的形式釋出并由冷卻劑向外傳遞。核材料是含有易裂變核素（鈾-235、鈾-233或钚-239中任意一種）的金屬或陶瓷，通常包覆以包殼材料，組成一個拆卸和更換的獨立單元成為燃料元件。 2.3裂變堆類型 裂變反應根據堆內中子能量大小，分為快中子反應堆和熱中子反應堆等堆型。以水作為慢化劑的熱中子反應堆根據氫原子中的中子數不同，可以分為輕水堆(LWR) 、重水堆等；輕水堆根據冷卻劑狀態不同可以分為壓水堆、沸水堆等。 壓水堆(PWR)：使用加壓輕水作冷卻劑和慢化劑，水壓約15.5M

8、Pa，水在堆內不沸騰，驅動汽輪發電機組的蒸汽在反應堆以外產生，借助于蒸汽發生器實現，蒸汽壓力為67MPa。燃料為濃縮鈾或MOX燃料。 沸水堆(BWR) ：使用輕水作冷卻劑和慢化劑, 水在堆內沸騰, 壓力約為7MPa, 驅動汽輪機發電機組。燃料為濃縮鈾。 重水堆(Candu）和壓力重水堆(Phwr) ：重水堆原理與輕水堆相似，只是重水堆的慢化劑和一回路冷卻劑是重水。因為重水熱中子吸收截面遠小于普通水的熱中子吸收截面，所以可以用天然鈾作為重水堆的核燃料。快中子增殖堆(FBR) : 堆內不使用慢化劑，冷卻劑可采用鈉冷、鉛冷等多種形式，因其中子未經慢化，故稱為快中子堆。堆芯裂變反應的快中子被裝在外圍的

9、鈾-238 吸收后，變成钚-239。當增加的钚-239 的量與堆芯消耗量的比大于1 1的時候，就實現了增殖。故稱為快中子增殖堆。2.4 裂變堆材料 裂變堆核電廠材料分為堆芯結構材料和堆芯外結構材料。堆芯處于很強的核輻射環境。對材料有特殊的核性能要求。堆芯結構材料主要有：燃料組件用材料；慢化劑材料；冷卻劑材料；控制材料；反射層材料；屏蔽材料；反應堆容器材料。3 聚變堆材料 3.1核聚變 核聚變是指由質量小的原子，主要是指氘或氚，在一定條件下（如超高溫和高壓），發生原子核互相聚合作用，生成新的質量更重的原子核，并伴隨著巨大的能量釋放的一種核反應形式。原子核中蘊藏巨大的能量，原子核的變化（從一種原子

10、核變化為另外一種原子核）往往伴隨著能量的釋放。如果是由重的原子核變化為輕的原子核，叫核裂變，如原子彈爆炸；如果是由輕的原子核變化為重的原子核，叫核聚變，如太陽發光發熱的能量來源。相比核裂變，核聚變幾乎不會帶來放射性污染等環境問題，而且其原料可直接取自海水中的氘，來源幾乎 取之不盡，是理想的能源方式。3.2 托卡馬克裝置 托卡馬克(Tokamak)是一種利用磁約束來實現受控核聚變的環性容器。托卡馬克的中央是一個環形的真空室，外面纏繞著線圈。在通電的時候托卡馬克的內部會產生巨大的螺旋型磁場，將其中的等離子體加熱到很高的溫度，以達到核聚變的目的。相比其他方式的受控核聚變，托卡馬克擁有不少優勢。托卡馬

11、克裝置托卡馬克裝置以超導托卡馬克裝置為基礎的 未來聚變核電站3.3 聚變堆主要材料及其特性 聚變堆技術難度極大，普遍認為聚變堆材料是聚變堆技術的主要難點之一。特別是第一壁材料要經受14MeV中子和其它高能帶電粒子的轟擊，其輻射效應比裂變堆材料所遇到的輻照效應更為嚴峻，是研究的重點。按照目前的托卡馬克裝置，聚變堆材料主要包括以下幾類：（1）聚變核燃料。主要是氘和氚；（2）氚增殖材料。主要是Al-Li合金、偏鋁酸鋰、陶瓷型Li2O、偏鋯酸鋰還有液態的Li-Pb合金(17%的原子Li)等。 （3）中子倍增材料。這種含有能產生(n，2n)和(n，3n)核反應的核素材料。鈹(Be)、鉛(Pb)和鋯(Zr

12、)產生這種核反應的截面較大。含有這些元素的化合物或合金如Zr3Pb2，PbO和Pb-Bi合金都可以作為中子材料。 （4）第一壁材料。第一壁材料是托克馬克裝置包容等離子體區和真空區的部件。第一壁結構材料要在高溫、高中子負荷下有合適的工作壽命。目前選用的有奧氏體不銹鋼、鐵素體不銹鋼、釩、鈦和鉬等合金。第一壁材料還包括高熱流材料、低活化材料。4.改進型水冷動力反應堆材料 4.1 壓水堆堆芯新材料 壓水堆堆芯部件的工作條件十分苛刻，因而對其運行的可靠性、經濟性和安全性要求越來越高。為了滿足這種要求，一方面堆芯設計不斷更新，另一方面制造部件所使用的材料也將隨之改進。目前沒根據核能發展需要而開發的壓水堆堆

13、芯新型材料最具有典型的鋯合金包殼材料。水冷動力堆堆芯的另一種改進型材料是可燃毒物材料。研究表明，Gd2O3是一種良好的材料。 4.1.1新型鋯合金包殼材料 鋯錫合金具有耐高溫水和水蒸氣腐蝕、合適的強度和延性，輻照穩定性以及與陶瓷UO2芯塊有良好的相容性等有點。近年來一直當做用作水冷動力堆的包殼材料。 4.1.1.1 鋯-鈮-錫-鐵合金 美國和前蘇聯分別研究開發的ZIRLO和E635合金均為鋯-鈮-錫-鐵合金，兩者的合金元素添加量基本相同。 4.1.1.2 ZIRLO ZIRLO的成分（質量百分數）為Sn1.0、Nb1.0、Fe0.1，其余的均為Zr。各合金元素的作用如下：鋯中加入適量的錫可以消

14、除雜質氮的有害影響，改善耐蝕性， 添加一定量的鈮可以消除碳、鋁和鈦等雜質的有害作用，提高耐蝕性，減少吸氫量，是合金得到強化；少量的鐵可進入氧化膜，見少膜內陰離子空位濃度。抑制氧離子沿陰離子空位想金屬界面的擴散。 4.1.1.3 鋯-鈮-氧合金 法國研究開發的M5合金和俄羅斯的EIIO（Zr-1Nb）合金均為鋯-鈮-氧合金，兩者的區別在于氧含量。M5合金有較好的耐高溫水和水蒸氣腐蝕的特性。M5合金的成分為Nb1.0，O0.12，使用狀態為再結晶狀態，鋯中添加少量的氧，可以顯著提高合金的強度。4.1.2 鋯-2.5鈮合金 鋯-2.5鈮合金主要成分是2.5%-2.8%（質量）Nb和100010-6-

15、130010-6O.添加Nb可以使合金得到強化并提高耐蝕性，少量的氧也可以強化合金，在合金重要嚴格的控制有害雜質氫和碳、氯和磷。前者容易造成合金氫化開裂；后者會降低其斷裂韌性。 鋯-2.5鈮合金主要性能： 微觀組織和斷裂韌性 晶粒結構由-Zr薄膜圍繞晶粒組成。該薄膜可以連續或輕度破損；粒子基極基本上呈現平行于周向的織構；位錯密度等于10-14，斷裂韌性大于250MPa.m1/2。 力學性能 由于鈮和鋯的晶體結構相同，原子半徑也很接近，可以形成一系列的固溶體。同時通過加熱到(+)和相區處理后，因Zr-2.5Nb合金具有彌散強化的特點，因而可以提高合金的強度。 蠕變性能 工業鋯合金中，以Zr-2.

16、5Nb合金的蠕變速率為最小。影響蠕變性能的因素主要是合金的化學成分和微觀結構。 吸氫和延時氫化開裂（DHC） 在反應堆運行期間，Zr-2.5Nb合金也存在著吸氫和延時氫化開裂問題。吸氫的過程是重水流過壓力管內部，在內表面發生反應形成氧化鋯薄膜，釋放出氘為管壁所吸收。 經驗表明，壓力管產生延遲氫化開裂的條件是： a 氫濃度必須超過極限固溶度； b 在光滑表面的應力必須超過520MPa c 應力強度因子必須超過4.5MPa.m1/2 腐蝕和磨損 Zr-2.5Nb合金對水及蒸汽中的氧含量很敏感。在氣Li混合物中有空氣存在時腐蝕加速。一般情況下，Zr-2.5Nb合金的耐蝕性是很好的。熱處理和改變加工工

17、藝都對其耐蝕性有顯著的影響。 4.1.3 氧化釓（Gd2O3）和鉿 在水冷動力堆(PWR和BWR)中，可燃毒物用來是功率分布合理優化，消除功率峰。在燃燒過程中，可燃毒物本身最初用于抑制過剩反應性而是其毒性逐步消失。較早期，可燃毒物材料多為Al2O3-B4C/硼玻璃（PWR用）和UO2-Gd2O3。在PWR中，He的釋放量不能過多，可燃毒物的膨脹不能過大，芯體中含水量必須盡可能少一面包殼吸H2致脆。Gd2O3中沒有He釋放的問題，芯體腫脹量不大。 鉿是一種核能性能很好的、適合長期使用的可燃毒物。在反應堆初期，由于鉿具有良好的加工性能和對高溫水的耐蝕性，曾被用作PWR控制棒材料，但因為價格昂貴、密

18、度大逐步倍銀-錮-鎘合金所取代。 5 先進的核燃料的氚增殖材料 氚增殖材料是指裂變堆和聚變堆中用于產生氚的含鋰靶件材料。早期在裂變試驗堆普遍采用的含鋰合金，但因為它們的輻照損傷嚴重，長氚率較低，不宜在動力堆和未來聚變堆中使用，故近年來各國都在開發陶瓷和液態金屬含氚增殖材料。其中有些添加了中子倍增劑，可以獲得較高的增殖比。 5.1 氚增值劑 氚增殖劑有兩大類型：固態增殖劑(如Li2O、Li2TiO3、Li2ZrO3、Li4SiO4和LiAIO2等)和液態增殖劑(如Li、LiPb和Lisn)。固態增殖劑已經被廣泛、深入地研究，積累了豐富的數據庫。Li2TiO3有更均勻的氚分布和熱效應、更好的材料制

19、備和儲存及運輸特性，是最近提出來更有潛力的固態增殖劑。目前已較少考慮LiAIO2作為候選氚增殖材料了。液態增殖劑以其熱導率好、低壓運行和結構設計簡單等特點而具有一定的吸引力，主要開展研究的有美國、德國和俄羅斯等，但并未很深入地研究。LiSn是剛剛提出來的具有良好特性的液態增殖劑。下表為部分固態增殖劑的性能參數。5.2 氚增殖材料簡介 天然鋰6Li和7Li兩種穩定同位數，分別占天然鋰的7.52%(原子)和92.48%(原子)。它們分別通過以下反應轉換成氚-3(T): 聚變燃料氚的增殖是在聚變堆堆芯外圍的薄層內進行。 常見就氚增殖材料有含鋰的陶瓷和液態金屬（含合金和熔鹽）、包括固態的氧化鋰、偏鋁酸

20、鈉、原硅酸鋰、偏鋯酸鋰和鈦酸鋰等。液態增殖劑可兼作冷卻劑、固態增殖劑需用冷卻系統和提取氚的氦回路。產氚率大小取決于增殖材料中的鋰原子密度。5.3 先進陶瓷燃料 原則上提高燃料的裂變原子含量和熱導率可以獲取更多的增殖得益并改善燃料資源的利用。從三種鈾钚混合物陶瓷燃料的裂變原子密度和電導率看。MOX燃料將被混合碳化物和混合氮化物所取代。 5.3.1 碳化物燃料 碳化物是早期被公認最具吸引力的快堆燃料，因此對其制造技術和堆內行為的研究都取得較大的進展。碳化物芯塊有兩類：即用作間隙傳熱介質（稱Na結合）的高密度芯塊和用He作間隙傳熱介質（稱He結合）的低密度芯塊。碳化物芯塊的制造主要包括制粉、壓制和燒

21、結三步。其中以制粉為最關鍵。5.3.1.1 碳化物芯塊制造工藝 碳化物粉末可采用電弧爐將原料直接反應，或在氫中經470K870K溫度循環加熱制取氫化物。然后與碳反應來制取。但商業上以成熟的氧化物工藝為基礎，用碳熱還原法生產。最簡單的制取(U,Pu)C粉末的碳熱還原工藝是將(U,Pu)O2粉末與炭 黑 或 始 末 分 混 合 或 壓 制 成 坯 塊 后 ， 在1770K1870K的流動氬或真空中發生反應，需要4h-6h，再經破碎、磨碎(小于44m)，制取(U,Pu)C粉末。該法的技術難點在于室溫下產物的化學計量范圍狹窄，需仔細控制最終產物達到低的化學計量指標。5.3.1.2碳化物燃料輻射性能 為了了解混合碳化物燃料的輻照性能，曾經對He結合和Na結合兩類燃料棒進行了輻照試驗。結果表明：在80000MWd/t重金屬燃耗以下，未曾觀察到He結合燃料棒明顯的破損，少數棒達到90000MWd/t120000MWd/t重金屬燃耗仍無破損。一般而言，低、中等密度的燃料棒比高密度的有較低的破損率，釋放更多的裂變氣體。5.3.2 氮化物燃料 在工業上生產氮化物和鈾钚混合氮化物的才用標準碳熱還原法。先生成碳化物，然后有碳化物與氮反應生成氮化物， ( U,Pu)N的制備也可以采用一步法，即將UO2和PuO2粉末與碳黑一起混合、預壓