城市的發(fā)展、人口的增長(zhǎng)以及人們對(duì)現(xiàn)代生活方式的渴望，使得高科技產(chǎn)品的使用成為潮流。高科技產(chǎn)品需要使用大量的能量，這引發(fā)了人們對(duì)能源危機(jī)的擔(dān)憂(yōu)。為了解決這一問(wèn)題，大多數(shù)國(guó)家嚴(yán)重依賴(lài)煤炭和天然氣發(fā)電，而這導(dǎo)致了二氧化碳排放量的增加，導(dǎo)致了全球變暖。
不斷增加的空氣污染、有限的土地面積以及風(fēng)能和太陽(yáng)能存在的巨大不確定性等問(wèn)題，使核能成為以可持續(xù)的方式克服能源短缺的最具吸引力的選擇。核能面臨的主要問(wèn)題是核廢料的安全處理和核電站運(yùn)行的安全。這兩個(gè)問(wèn)題正通過(guò)不斷創(chuàng)新核材料來(lái)解決。由于核電站中一系列惡劣條件的存在，如不同能量的輻射、高溫、高腐蝕性環(huán)境以及機(jī)械應(yīng)力和熱應(yīng)力的組合，使這一任務(wù)具有挑戰(zhàn)性。輕水反應(yīng)堆（LWR）占世界核反應(yīng)堆的80％。LWR的兩種最常見(jiàn)類(lèi)型是沸水反應(yīng)堆（BWR）和壓水反應(yīng)堆（PWR）。這些反應(yīng)堆的主要組成部分是燃料、金屬包層、反射器、控制棒、慢化劑、反應(yīng)堆壓力容器和提供支撐的結(jié)構(gòu)材料。
燃料和金屬包層（Fuel and metal cladding）輕水堆中的燃料是顆粒狀的陶瓷UO2。陶瓷UO2顆粒在裂變過(guò)程中保持出色的尺寸穩(wěn)定性。這些陶瓷顆粒被包裹在金屬包層中。在中子能量為0.025eV時(shí)，燃料應(yīng)具有較高的宏觀裂變截面和較低的吸收截面。
金屬包層對(duì)中子應(yīng)該是透明的，這樣，這些中子就可以引起UO2燃料的裂變。為了比較各種金屬的中子透明度，引入了一個(gè)叫做宏觀中子吸收截面的參數(shù)。宏觀中子吸收截面越小，包層材料越好。此外，負(fù)責(zé)運(yùn)行這些反應(yīng)堆的公司，需要在反應(yīng)堆中燃燒盡可能多的燃料，以便從燃料中提取最多的熱量，也即所謂的高燃料燃耗，以獲得更好的設(shè)備經(jīng)濟(jì)性。當(dāng)然，這對(duì)燃料包層也提出了額外的要求，最常見(jiàn)的是高耐腐蝕性。
從表1可以明顯看出，鈹，鎂和鋁的中子吸收截面最低，但是這些金屬仍然不適用于包層應(yīng)用。鈹價(jià)格昂貴，難以制造且有毒。鎂的熔點(diǎn)較低（650℃），在高溫下會(huì)失去強(qiáng)度，并且對(duì)熱水腐蝕的抵抗力較差。鋁的熔點(diǎn)低（660℃），高溫強(qiáng)度差。奧氏體不銹鋼(304、316和347)曾被用作BWRs的包層，但由于應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂(SCC)失效而未能成功。盡管在PWRs中，奧氏體鋼包層燃料運(yùn)行可靠，但燃料燃耗高的需求，最終導(dǎo)致了鋯基包層取代奧氏體不銹鋼。最初，鋯的兩個(gè)主要問(wèn)題是抗腐蝕性差和高的宏觀熱中子吸收截面，但后來(lái)發(fā)現(xiàn)其高的宏觀吸收截面是因?yàn)殇喼写嬖谏倭康你x雜質(zhì)。用少量錫、鉻和鐵(小于1%)對(duì)鋯進(jìn)行合金化，對(duì)鋯的耐蝕性有顯著的提高。已發(fā)現(xiàn)Zircaloy具有所有必需的特性，例如：
相對(duì)較高的豐度
不算太貴
在300℃的工作溫度下，具有良好的耐腐蝕性
合理的高溫強(qiáng)度
良好的可加工性
然而，在福島核事故之后，核電界正在尋找鋯合金包層的替代材料。
2011年3月11日，福島第一核電站發(fā)生核事故1950年代，美國(guó)海軍上尉海曼·里克弗（Hyman Rickover）首先選擇這些合金為輕水堆包層材料，當(dāng)時(shí)麻省理工學(xué)院的Kaufman和橡樹(shù)林國(guó)家實(shí)驗(yàn)室的Pomerance在實(shí)驗(yàn)室成功分離了鉿和鋯，且發(fā)現(xiàn)純鋯只吸收了少量的中子。在BWR和PWR環(huán)境中，鋯合金的腐蝕機(jī)理不同。鋯合金在BWR中發(fā)生癤狀腐蝕，而在PWR中則受到均勻腐蝕。BWR中使用Zircaloy 2（耐癤狀腐蝕）作為包層，而PWR中使用Zircaloy 4（抗均勻腐蝕）。高燃耗則要求更高的耐腐蝕性，因此，目前使用最多的兩種最新合金是西屋公司的ZIRLO?和法馬通公司（AREVA）的M5?。ZIRLO?是Zircaloy 4基礎(chǔ)上，添加了0.5–1％的鈮。M5?是Zr-1％Nb，含少量的Fe，但沒(méi)有Sn。盡管Zircaloy-2仍用于BWR中，Zircaloy-2具有鋯內(nèi)襯層，可防止顆粒包層間機(jī)械作用引起的應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂，但M5?已成為未來(lái)壓水堆中替代Zircaloy-4的首選合金。慢化劑和冷卻劑（Moderator and coolant）慢化劑的功能是將快中子的能量從幾MeV減慢到0.025 eV。為了最有效地減慢這些中子的速度，慢化劑材料的原子的大小必須接近中子的大小。最常見(jiàn)的慢化劑是H2O，因?yàn)闅涞脑映叽缱钚?。其他常?jiàn)的慢化劑有石墨、重水、鈉和二氧化碳。好的慢化劑材料應(yīng)該有低的中子吸收截面，此外，如果慢化劑材料有高的熱容，可用來(lái)吸收反應(yīng)堆的熱量，比如水，那么它還可以作為冷卻劑。一些中子會(huì)從反應(yīng)堆堆芯泄漏出來(lái)，為了阻止這些中子，需要使用反射器。反射器所需的材料屬性與慢化劑相同，但其應(yīng)為固體。常見(jiàn)的反射器材料是奧氏體不銹鋼，鈹或石墨。
WWER-1000核芯的頂視圖。下部支撐結(jié)構(gòu)，中子反射器和11個(gè)燃料組件。控制棒的作用是吸收反應(yīng)堆中的中子。如果中子數(shù)量增加到無(wú)法控制的水平，就會(huì)執(zhí)行一種叫做反應(yīng)堆緊急停堆的操作，在此過(guò)程中，控制棒被插入反應(yīng)堆中。具有高中子吸收橫截面的材料，例如硼，鎘，鉿等，是控制棒的首選材料?？刂瓢舫嗜~片形，穿過(guò)燃料組件呈十字交叉排列，通常由散布在304型不銹鋼基體或鉿基體上的B4C制成。
反應(yīng)堆壓力容器（Reactor pressure vessel，RPV）RPV是反應(yīng)堆與外部環(huán)境之間的關(guān)鍵安全邊界，通常被認(rèn)為是核反應(yīng)堆的關(guān)鍵壽命限制(和不可替代)組件。反應(yīng)器壓力容器由調(diào)質(zhì)的錳鉬鎳（Mn-Mo-Ni）低合金鋼制成，這些壓力容器非常大，因此對(duì)材料的主要限制是其高成本。持續(xù)暴露于輻射下會(huì)使RPV變脆，從而導(dǎo)致其斷裂韌性降低。
RPV安裝，寧德核電站3號(hào)機(jī)組，中國(guó)福建通過(guò)不斷創(chuàng)新核材料，可以顯著提高核反應(yīng)堆運(yùn)行中的安全性。從發(fā)現(xiàn)新的核材料，到將其用于核反應(yīng)堆之間，需要經(jīng)歷的時(shí)間相當(dāng)長(zhǎng)，就像當(dāng)前用于抗擊武漢新冠病毒的藥物，也需要經(jīng)過(guò)嚴(yán)格的驗(yàn)證程序。這種用于核反應(yīng)堆的新材料，必須經(jīng)過(guò)國(guó)家實(shí)驗(yàn)室和大學(xué)的大量測(cè)試，才能確保在反應(yīng)堆中使用是安全的。這一點(diǎn)很重要，因?yàn)楹朔磻?yīng)堆的平均壽命是30-40年，這些材料就需要運(yùn)行這么長(zhǎng)的時(shí)間。如果不這樣做，代價(jià)可能會(huì)很大。因此，與其他部門(mén)相比，核領(lǐng)域的材料創(chuàng)新速度一直相當(dāng)緩慢。
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