诸如空气污染加剧，土地面积有限以及风和阳光变化很大等问题使核能成为以可持续方式克服能源短缺的最有吸引力的选择。核能面临的主要问题是安全的核废料处置和电厂运行期间的安全。不断创新核材料可以解决这两个问题。但核能存在严格的条件在串联作用如变化的能量，高温，高腐蚀性的环境和机械应力和热应力的组合的辐射使得此任务的挑战。

核反应堆的传统材料

轻水反应堆（LWR）占世界核反应堆的80％[1]。两种最常见的轻水堆是沸水反应堆（BWR）和压水堆（PWR）。这些反应堆的主要组成部分是燃料，金属包层，反射器，控制棒，减速器，反应堆压力容器和提供支撑的结构材料。[1]

图1：压水堆中使用的材料示意图[2]

燃料和金属熔覆

轻水堆中的燃料是颗粒状的陶瓷UO 2。陶瓷UO 2颗粒在裂变过程中保持出色的尺寸稳定性。这些陶瓷颗粒被包裹在金属覆层中。在中子能量为0.025 eV时，燃料应具有较高的宏观裂变截面和较低的吸收截面。

图2：中子与材料的各种相互作用示意图

该金属包层应当是透明的中子，使得这些中子可导致UO的裂变2的燃料。为了比较各种金属的中子透明性，使用了一个称为宏观中子吸收截面的参数。宏观中子吸收截面越小，包层材料越好。另外，负责运行这些反应堆的公司需要在反应堆中燃烧最大量的燃料，以便从燃料中提取最大量的热量。这被称为高燃耗。这导致了更好的工厂经济性，对燃料包壳提出了额外的要求，最常见的是高耐腐蚀性。

表1：用于熔覆应用的候选材料的性能[3]

从表1可以明显看出，铍，镁和铝的中子吸收截面最低，但是这些金属仍然不适用于熔覆应用。铍价格昂贵，难以制造且有毒。镁的熔点较低（650℃），在高温下会失去强度，并且对热水腐蚀的耐受性较差。铝的熔点低（660℃），高温强度差[4]。

奥氏体不锈钢（类型304，316和347），此前已用作沸水堆包壳，但他们因应力腐蚀不成功开裂（SCC）失败。尽管奥氏体钢包层燃料在压水堆中能可靠地运行[5]，但对更高燃料燃耗的需求最终导致了锆基包层[6]替代了奥氏体不锈钢。

最初，锆的两个主要问题是其较差的耐腐蚀性和较高的宏观热中子吸收截面，但后来发现其较高的宏观截面是由于锆中存在少量ha杂质引起的。发现Zr与少量Sn，Cr和Fe（小于1％）合金化可显着提高耐蚀性。

发现Zircaloy具有所有必需的特性，例如：

1. 相对较高的丰度

2. 不算贵

3. 在300℃的工作温度下具有良好的耐腐蚀性

4. 合理的高温强度

5. 良好的可加工性[4]。

然而，在福岛核事故之后，核社区正在寻找锆石作为包壳的替代材料。下一篇文章将对此进行详细讨论。

2011年3月11日，福岛第一核电站发生核事故

这些合金是1950年代由美国海军上尉海曼·里克弗（Hyman Rickover）在轻水堆中首先选择的熔覆材料，当时麻省理工学院的考夫曼（Kaufman）和橡树岭的Pomerance在实验室中成功地分离了z和锆，并表明纯净的锆被吸收了。只有少数中子[7]。

在BWR和PWR环境中，Zircaloy的腐蚀机理不同。Zircaloy在BWR中经历球状腐蚀，而在PWR中经历均匀腐蚀。BWR中使用Zircaloy 2（抗结核腐蚀）作为覆层，而PWR中使用Zircaloy 4（抗均匀腐蚀）作为覆层。

高燃耗要求更高的耐腐蚀性，因此，目前使用最多的两种现代合金是Westinghouse的ZIRLO®和Framatome（AREVA）的M5™。ZIRLO®[8，9]是Zircaloy 4，添加了0.5–1％的铌。M5™[10]是Zr-1％Nb，具有少量的Fe但没有Sn。尽管Zircaloy-2仍用于BWR中，但M5™替代Zircaloy-4成为压水堆中的首选合金，尽管Zircaloy-2具有锆的内衬层，以防止颗粒包层机械相互作用引起的应力腐蚀开裂[11]。

冷却液

减速器的功能是将快中子的能量从几兆电子伏特减慢到0.025 eV。为了最有效地减慢这些中子的速度，减速剂材料的原子大小必须接近中子的大小。最明显的选择是H 2 O，因为氢的原子尺寸最小。其他流行的调节剂是石墨，重水，钠和CO 2。优良的慢化剂材料应具有较低的中子吸收横截面，并且如果慢化剂材料具有高的热容量以吸收来自反应堆的热量（例如水），也可以用作冷却剂。

反光板

一些中子泄漏出反应堆堆芯。为了阻止这些中子，使用了反射器。反射器所需的材料特性与减速剂相同，除了它应该是固体。常见的反射器材料是奥氏体不锈钢，铍或石墨。

WWER-1000核芯的俯视图。下部支撑结构，中子反射器和11个燃料组件。

控制杆

控制棒的功能是吸收反应堆中的中子。如果中子数量增加到无法控制的水平，则执行所谓的反应堆堆，在此期间将控制棒插入反应堆。具有高中子吸收横截面的合适材料是硼，镉，ha等。控制材料呈叶片形状，通过燃料组件以十字形的形式排列，通常由分散在304型不锈钢中的B4C制成。钢基质或ha基质[4]。

1943使用硼控制棒的反应堆图

反应堆压力容器（RPV）

RPV是反应堆和外部环境之间的关键安全边界，通常被认为是核反应堆的关键寿命限制（和不可替代）组件。反应堆压力容器由淬火和回火的Mn-Mo-Ni低合金钢制成[12]。这些压力容器很大，因此对材料的主要限制是其成本。连续暴露于辐射会使RPV变脆，从而导致断裂韧性降低。

镍基合金用于管道和热交换器[12]。

安装在中国福建省核电厂宁德3号反应堆的反应堆船

结论

通过不断创新核材料，可以显着改善运行中的核反应堆的安全性。从发现新的核材料到实施将其用于核反应堆之间的时间相当长。这种新材料必须在国家实验室和大学中进行大量测试，才能确保在反应堆中安全使用。这一点很重要，因为核反应堆的平均寿命为30至40年，而这些材料需要长时间工作。否则可能会造成高昂的代价。因此，与其他部门相比，核部门的材料创新一直相当缓慢。