核能材料

2.3裂变堆类型
裂变反应根据堆内中子能量大小，分为快中子反 应堆和热中子反应堆等堆型。以水作为慢化剂的热中 子反应堆根据氢原子中的中子数不同，可以分为轻水 堆(LWR) 、重水堆等；轻水堆根据冷却剂状态不同可 以分为压水堆、沸水堆等。 压水堆(PWR)：使用加压轻水作冷却剂和慢化剂 ，水压约15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电 机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实 现，蒸汽压力为 6 ～7MPa 。燃料为浓缩铀或 MOX 燃 料。 沸水堆(BWR) ：使用轻水作冷却剂和慢化剂, 水 在堆内沸腾, 压力约为7MPa, 驱动汽轮机发电机组。 燃料为浓缩铀。
4.1.2 锆-2.5铌合金
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。 锆-2.5铌合金主要性能： 微观组织和断裂韧性 晶粒结构由β-Zr薄膜围绕α晶粒组成。该薄膜 可以连续或轻度破损；α粒子基极基本上呈现平行 于周向的织构；位错密度等于10-14，断裂韧性大 于250MPa.m1/2。
核能就是指原子能，即原子核结构发生变化时释放出的 能量,包括重核裂变或轻核聚变释放的能量。1938年德国化 学家哈恩首次揭示了核裂变反应，他通过研究发现，铀235在中子的轰击下分裂成两个原子核，同时放出三个中 子，这一过程伴随着能量的放出，这个过程就是核裂变反 应，放出的能量就是核能。物质所具有的原子能比化学能 大几百万倍以至上千万倍。
托卡马克装置
托卡马克装置
以超导托卡马克装置为基础的 未来聚变核电站
3.3 聚变堆主要材料及其特性
聚变堆技术难度极大，普遍认为聚变堆材料是 聚变堆技术的主要难点之一。特别是第一壁材料 要经受14MeV中子和其它高能带电粒子的轰击， 其辐射效应比裂变堆材料所遇到的辐照效应更为 严峻，是研究的重点。按照目前的托卡马克装置 ，聚变堆材料主要包括以下几类： （1）聚变核燃料。主要是氘和氚； （2）氚增殖材料。主要是Al-Li合金、偏铝酸锂、陶 瓷型Li2O、偏锆酸锂还有液态的Li-Pb合金(17%的 原子Li)等。
1.3核能分类
核能可分为三类： （1）裂变能，重元素（如铀、钚等）的原子核 发生分裂时释放出来的能量； （2）聚变能，由轻元素（氘和氚）原子核发生 聚合反应时释放出来的能量； （3）原子核衰变时发出的放射能。核能与化学 能的区别在于，化学能是靠化学反应中原子间的电 子交换而获得能量。例如煤或石油燃烧时，每个碳 或氢原子氧化过程中，只能释放出几个电子伏能量 ，而核能则靠原子核里的核子（中子或质子）重新 分配获得能量，这种能量非常大。
核能材料
核能概述 裂变反应堆材料 聚变堆材料 改进型水冷动力反应堆材料 先进的核燃料的氚增殖材料 核能材料的辐照效应 新一代结构材料
1 核能概述
1.1核能 核能(或称原子能)是通过转化其质量从原子核 释放的能量，符合爱因斯坦的方程E=mc² ，其中 E=能量，m=质量，c=光速常量。核能通过三种核 反应之一释放： 核裂变，打开原子核的结合力。 核聚变，原子的粒子熔合在一起。 核衰变，自然的慢得多的裂变形式。
力学性能 由于铌和锆的晶体结构相同，原子半径也很接 近，可以形成一系列的固溶体。同时通过加热到 (β+α)和β相区处理后，因Zr-2.5Nb合金具有弥散强 化的特点，因而可以提高合金的强度。 蠕变性能 工业锆合金中，以Zr-2.5Nb合金的蠕变速率为 最小。影响蠕变性能的因素主要是合金的化学成分 和微观结构。 ④吸氢和延时氢化开裂（DHC） 在反应堆运行期间，Zr-2.5Nb合金也存在着吸 氢和延时氢化开裂问题。吸氢的过程是重水流过压 力管内部，在内表面发生反应形成氧化锆薄膜，释 放出氘为管壁所吸收。
238U和232Th资源丰富，为核能的利用提供 了广阔的材料来源。此外，由于铀238和钍232是 能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在 一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为 核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂和 其它化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料 循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结 构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化 剂、冷却剂、屏蔽材料等等。核材料必须置于设 有多重实体屏障的保护区内，并实行全面管制与 统计，防止损失与扩散。
重水堆(Candu ）和压力重水堆 (Phwr) ：重 水堆原理与轻水堆相似，只是重水堆的慢化剂和 一回路冷却剂是重水。因为重水热中子吸收截面 远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天 然铀作为重水堆的核燃料。快中子增殖堆(FBR) : 堆内不使用慢化剂，冷却剂可采用钠冷、铅冷等 多种形式，因其中子未经慢化，故称为快中子堆 。堆芯裂变反应的快中子被装在外围的铀-238 吸 收后，变成钚-239。当增加的钚-239 的量与堆芯 消耗量的比大于 1 ∶1的时候，就实现了增殖。故 称为快中子增殖堆。
2 裂变反应堆材料
2.1裂变原理和裂变反 应堆 铀-235或钚-239 等重元素的原子核在 吸收一个中子后发生 裂变，分裂成两个质 量大致相同的新原子 核，同时放出2~3个 中子，这些中子又会 引发其他的铀 -235 或 钚 -239 原子核裂变， 如此形成链式反应。
在裂变过程中伴随着能量放出，这就是裂 变能。一种典型的裂变反应式为
1.4 核材料
广义的核材料是核工业及核科学研究中所专 用的材料的总称，它包括核燃料及核工程材料(即 非核燃料材料)。核燃料(nuclear fuel)是指能产生 裂变或聚变核反应并释放出巨大核能的物质。核 燃料可分为裂变燃料和聚变燃料 ( 或称热核燃料 ) 两大类。裂变燃料主要指易裂变核素如铀 235 、 钚239和铀233等。235U、239Pu、233U的中子 诱发裂变的能量阈值为零，它们被称作易裂变核 素，即是能在热中子反应堆中使用的核燃料 。 232Th和238U吸收中子后，可生成新的易裂变材 料233U和239Pu，232Th和238U被称为可转换材 料。
铀-235原子每次裂变时放出约200MeV的能 量，一个碳原子燃烧时放出的能量为4.8eV。铀 的裂变能是碳燃烧释放能的4.878万倍。
2.2 裂变反应堆
实现裂变反应的装置为裂变反应堆。 裂变反应堆的类型有很多种，但结构基本相 同，都由堆芯和辅助系统组成。堆芯内装有核燃 料，维持裂变链式反应，绝大部分裂变能以热的 形式释出并由冷却剂向外传递。核材料是含有易 裂变核素（铀-235、铀-233或钚-239中任意一种 ）的金属或陶瓷，通常包覆以包壳材料，组成一 个拆卸和更换的独立单元成为燃料元件。
2.4 裂变堆材料
裂变堆核电厂材料分为堆芯结构材料和堆芯 外结构材料。堆芯处于很强的核辐射环境。对材 料有特殊的核性能要求。堆芯结构材料主要有： 燃料组件用材料；慢化剂材料；冷却剂材 料；控制材料；反射层材料；屏蔽材料； 反应堆容器材料。
3 聚变堆材料
3.1核聚变 核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚 ，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核 互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴 随着巨大ห้องสมุดไป่ตู้能量释放的一种核反应形式。原子核中 蕴藏巨大的能量，原子核的变化（从一种原子核变 化为另外一种原子核）往往伴随着能量的释放。如 果是由重的原子核变化为轻的原子核，叫核裂变， 如原子弹爆炸；如果是由轻的原子核变化为重的原 子核，叫核聚变，如太阳发光发热的能量来源。相 比核裂变，核聚变几乎不会带来放射性污染等环境 问题，而且其原料可直接取自海水中的氘，来源几 乎 取之不尽，是理想的能源方式。
3.2 托卡马克装置
托卡马克(Tokamak) 是一种利用磁约束来实 现受控核聚变的环性容 器。托卡马克的中央是 一个环形的真空室，外 面缠绕着线圈。在通电 的时候托卡马克的内部 会产生巨大的螺旋型磁 场，将其中的等离子体 加热到很高的温度，以 达到核聚变的目的。相 比其他方式的受控核聚 变，托卡马克拥有不少 优势。
添加一定量的铌可以消除碳、铝和钛等杂质的有 害作用，提高耐蚀性，减少吸氢量，是合金得到 强化；少量的铁可进入氧化膜，见少膜内阴离子 空位浓度。抑制氧离子沿阴离子空位想金属界面 的扩散。 4.1.1.3 锆-铌-氧合金 法国研究开发的M5合金和俄罗斯的EIIO（ Zr-1Nb）合金均为锆-铌-氧合金，两者的区别在 于氧含量。M5合金有较好的耐高温水和水蒸气腐 蚀的特性。M5合金的成分为Nb1.0，O0.12，使 用状态为再结晶状态，锆中添加少量的氧，可以 显著提高合金的强度。
核能发电的过程
1.2 核能应用历史
核能是人类历史上的一项伟大发明，这离不开早期科学家的探索发现， 他们为核能的应用奠定了基础。 19世纪末 英国物理学家汤姆逊发现了电子。 1895年 德国物理学家伦琴发现了X射线。 1896年 法国物理学家贝克勒尔发现了放射性。 1898年 居里夫人发现新的放射性元素钋。 1902年 居里夫人经过4年的艰苦努力又发现了放射性元素镭。 1905年 爱因斯坦提出质能转换公式。 1914年 英国物理学家卢瑟福通过实验，确定氢原子核是一个正电荷单 元，称为质子。 1932年 英国物理学家查得威克发现了中子。 1938年 德国科学家奥托哈恩用中子轰击铀原子核，发现了核裂变现象。 1942年12月2日 美国芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆。 1945年8月6日和9日 美国将两颗原子弹先后投在了日本的广岛和长崎。 1954年 苏联建成了世界上第一座核电站------奥布灵斯克核电站。 在1945年之前，人类在能源利用领域只涉及到物理变化和化学变化。二 战时，英国、法国、中国、日本、以色列等国相继展开对核能应用前景的研 究。
经验表明，压力管产生延迟氢化开裂的条件是： a 氢浓度必须超过极限固溶度； b 在光滑表面的应力必须超过520MPa c 应力强度因子必须超过4.5MPa.m1/2 ⑤ 腐蚀和磨损 Zr-2.5Nb合金对水及蒸汽中的氧含量很敏感 。在气Li混合物中有空气存在时腐蚀加速。一般 情况下，Zr-2.5Nb合金的耐蚀性是很好的。热处 理和改变加工工艺都对其耐蚀性有显著的影响。
（3）中子倍增材料。这种含有能产生(n，2n)和(n ，3n)核反应的核素材料。铍(Be)、铅(Pb)和锆 (Zr)产生这种核反应的截面较大。含有这些元素的 化合物或合金如Zr3Pb2，PbO和Pb-Bi合金都可以 作为中子材料。 （4）第一壁材料。第一壁材料是托克马克装置包 容等离子体区和真空区的部件。第一壁结构材料 要在高温、高中子负荷下有合适的工作寿命。目 前选用的有奥氏体不锈钢、铁素体不锈钢、钒、 钛和钼等合金。第一壁材料还包括高热流材料、 低活化材料。
4.1.1新型锆合金包壳材料 锆锡合金具有耐高温水和水蒸气腐蚀、合适 的强度和延性，辐照稳定性以及与陶瓷UO2芯块 有良好的相容性等有点。近年来一直当做用作水 冷动力堆的包壳材料。 4.1.1.1 锆-铌-锡-铁合金 美国和前苏联分别研究开发的ZIRLO和E635 合金均为锆-铌-锡-铁合金，两者的合金元素添加 量基本相同。 4.1.1.2 ZIRLO ZIRLO的成分（质量百分数）为Sn1.0、 Nb1.0、Fe0.1，其余的均为Zr。各合金元素的作 用如下：锆中加入适量的锡可以消除杂质氮的有 害影响，改善耐蚀性，
4.改进型水冷动力反应堆材料
4.1 压水堆堆芯新材料 压水堆堆芯部件的工作条件十分苛刻，因而 对其运行的可靠性、经济性和安全性要求越来越 高。为了满足这种要求，一方面堆芯设计不断更 新，另一方面制造部件所使用的材料也将随之改 进。目前没根据核能发展需要而开发的压水堆堆 芯新型材料最具有典型的锆合金包壳材料。水冷 动力堆堆芯的另一种改进型材料是可燃毒物材料 。研究表明，Gd2O3是一种良好的材料。