清華大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院白新德教授

    眾所周知，核工業(yè)是高科技戰(zhàn)略產(chǎn)業(yè)，是國(guó)家安全重要基石。“兩彈一艇”的輝煌成就讓中國(guó)人在世界舞臺(tái)上挺直了腰桿，贏得了尊重，獲得了話(huà)語(yǔ)權(quán)。進(jìn)入新時(shí)期，核工業(yè)又擔(dān)當(dāng)起保障能源安全、 改善能源結(jié)構(gòu)、 提供低碳能源、服務(wù)民生的重任。但由于核燃料的放射性特征及可能帶來(lái)的腐蝕、老化、污染等均會(huì)對(duì)公眾、環(huán)境及社會(huì)經(jīng)濟(jì)造成極大的危害和影響，因此，核電站（廠(chǎng)）的腐蝕、安全可靠運(yùn)行須受到高度重視。為了科普核電站（廠(chǎng)）的安全防護(hù)等方面的專(zhuān)業(yè)知識(shí)，記者特邀請(qǐng)了中國(guó)腐蝕與防護(hù)學(xué)會(huì)監(jiān)事、清華大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院白新德教授做相關(guān)方面的精彩解讀。

    白新德，清華大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院教授、博士生導(dǎo)師，中國(guó)腐蝕與防護(hù)學(xué)會(huì)監(jiān)事。長(zhǎng)期從事材料腐蝕與防護(hù)領(lǐng)域的課程教學(xué)與科研工作， 完成了國(guó)家科技攻關(guān)及自然科學(xué)基金多項(xiàng)課題，在核材料腐蝕與防護(hù)領(lǐng)域取得過(guò)豐碩的成果。

中國(guó)核工業(yè)砥礪前行 機(jī)遇與挑戰(zhàn)并存

    當(dāng)前，能源問(wèn)題已引起世界各國(guó)的高度關(guān)注，核能將成為 21 世紀(jì)的主要能源之一。我國(guó)現(xiàn)已成為世界上第二能源消耗大國(guó)，現(xiàn)正在建造的核電站多為第三代壓水堆核電站（廠(chǎng)）。

    談及核工業(yè)的發(fā)展歷程和未來(lái)前景，白新德教授表示中國(guó)核工業(yè)已創(chuàng)建 61 周年，從過(guò)去 61 年中依托軍民融合深度發(fā)展，規(guī)模不斷擴(kuò)大，技術(shù)不斷提升，由以軍為主轉(zhuǎn)向了為國(guó)民經(jīng)濟(jì)服務(wù)。《核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃（2011-2020 年）》

    和《能源發(fā)展戰(zhàn)略行動(dòng)計(jì)劃（2014-2020）》均明確提出，到2020 年，我國(guó)核電裝機(jī)容量要達(dá)到 5800 萬(wàn)千瓦，在建容量達(dá)到 3000 萬(wàn)千瓦以上，表明中國(guó)核工業(yè)正走在康莊大道之上。

    未來(lái)，核工業(yè)在國(guó)家安全和國(guó)民經(jīng)濟(jì)建設(shè)中將扮演越來(lái)越重要的角色。

    白教授回憶道，自 1955 年 1 月 15 日毛澤東主席主持中共中央書(shū)記處擴(kuò)大會(huì)議，確定了大力發(fā)展原子能事業(yè)的方針，同時(shí)，水電部在全國(guó)電力工業(yè) 12 年科技規(guī)劃中，提出了發(fā)展核電的建議，從此核電事業(yè)在中國(guó)開(kāi)始起步。中國(guó)核工業(yè)的發(fā)展一共經(jīng)歷了四個(gè)發(fā)展歷程：探索起步階段、規(guī)劃發(fā)展階段、改進(jìn)引進(jìn)發(fā)展階段、自主研發(fā)發(fā)展階段；截至 2016 年 6月底，我國(guó)投入商業(yè)運(yùn)行的核電機(jī)組共 30 臺(tái)，總裝機(jī)容量28599.37MWe（額定裝機(jī)容量）。各運(yùn)行核電廠(chǎng)嚴(yán)格控制機(jī)組的運(yùn)行風(fēng)險(xiǎn)，繼續(xù)保持機(jī)組安全、穩(wěn)定運(yùn)行。

    2016 年 1 至 6 月，全國(guó)累計(jì)發(fā)電量為 27594.90 億千瓦時(shí)，商運(yùn)核電機(jī)組累計(jì)發(fā)電量為 953.89 億千瓦時(shí)，約占全國(guó)累計(jì)發(fā)電量的 3.46%。 目前我國(guó)有五種第三代核電技術(shù)擬投入應(yīng)用，它們分別是 AP1000 技術(shù)（AP1000 是美國(guó)西屋公司研發(fā)的一種“非能動(dòng)型壓水堆核電技術(shù)”）、“華龍一號(hào)”、CAP1400 技術(shù)、法國(guó)核電技術(shù)（EPR 即與美國(guó) AP1000 并列的當(dāng)代先進(jìn)的三代核電技術(shù)）以及俄羅斯核電技術(shù)（VVER）。

    2016 年 01 月國(guó)務(wù)院新聞辦公室在記者會(huì)上，稱(chēng)中國(guó)在建核電機(jī)組24臺(tái)， 數(shù)量世界第一， 運(yùn)營(yíng)機(jī)組30臺(tái)， 規(guī)模世界第四。

    相對(duì)于 2011 年福島事故后的停滯狀態(tài)，中國(guó)各地的核電項(xiàng)目從 2015 年開(kāi)始再次重啟，并迅速推進(jìn)。

    中國(guó)的核電機(jī)組以本國(guó)開(kāi)發(fā)的技術(shù)為基礎(chǔ)，并采用了從加拿大、法國(guó)、日本、俄羅斯聯(lián)邦和美國(guó)轉(zhuǎn)讓的技術(shù)。

    華龍一號(hào)和 CAP1000 設(shè)計(jì)代表了新的發(fā)展方向。“華龍一號(hào)”是在我國(guó) 30 余年核電科研、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，充分借鑒國(guó)際三代核電技術(shù)先進(jìn)理念，采用國(guó)際最高安全標(biāo)準(zhǔn)研發(fā)設(shè)計(jì)的三代核電機(jī)型。 2014年8月， “華龍一號(hào)”通過(guò)了由國(guó)家能源局、 國(guó)家核安全局牽頭組織的專(zhuān)家評(píng)審。顯然，中國(guó)正憑借“華龍一號(hào)”邁入歐美高端市場(chǎng)，邁入“核電精英俱樂(lè)部”的大門(mén)，核電成為中國(guó)的新名片。

    “華龍一號(hào)”示范工程的開(kāi)工建設(shè)對(duì)于國(guó)家“一帶一路”戰(zhàn)略和中國(guó)核電“走出去”戰(zhàn)略的實(shí)施，也將起到支撐和助推作用，福清核電 5 號(hào)、6 號(hào)機(jī)組的順利建設(shè)將為中國(guó)核電產(chǎn)業(yè)拓展海外市場(chǎng)帶來(lái)巨大的示范效應(yīng)。

    CAP1400 型壓水堆核電機(jī)組是在引進(jìn)、消化、吸收美國(guó)AP1000 技術(shù)的基礎(chǔ)上再創(chuàng)新的產(chǎn)物。根據(jù)當(dāng)初國(guó)核與西屋簽訂的引進(jìn) AP1000 技術(shù)的合同規(guī)定，中國(guó)設(shè)計(jì)出超過(guò) 135 萬(wàn)千瓦的機(jī)型，才擁有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)，可以對(duì)第三國(guó)出口，這也是 CAP1400 肩負(fù)的使命。

    2008 年 2 月 15 日，國(guó)務(wù)院第 209 次常務(wù)會(huì)議上通過(guò)重大專(zhuān)項(xiàng)總體實(shí)施方案，并將 CAP1400 的研發(fā)和示范工程建設(shè)列為重大專(zhuān)項(xiàng)的重點(diǎn)任務(wù)。為此，國(guó)家還特批了山東威海市榮成石島灣廠(chǎng)址，用于建設(shè) CAP1400 示范核電站，擬建設(shè) 2 臺(tái)CAP1400 型機(jī)組，單機(jī)容量 140 萬(wàn)千瓦。

    中國(guó)國(guó)產(chǎn)核電“走出去”仍需不斷完善和創(chuàng)新。

核電站全景圖

致力核材料防護(hù)研究 杜絕安全隱患

    根據(jù)世界核協(xié)會(huì)統(tǒng)計(jì)，截止 2011 年 3 月，全球運(yùn)行的核電站機(jī)組有 443 臺(tái)運(yùn)行核電機(jī)組，裝機(jī)容量達(dá) 37832.4 萬(wàn)千瓦，在建 63 臺(tái)，裝機(jī)容量 6545.4 萬(wàn)千瓦。其中美國(guó)作為最大的核電發(fā)展國(guó)家，擁有 99 臺(tái)核電機(jī)組，發(fā)電量占其電力來(lái)源的 19.5%，而排名第二的法國(guó)擁有 58 臺(tái)機(jī)組，核電占比達(dá)到 76.9%，是全球?qū)穗娨蕾?lài)最大的國(guó)家。相比之下，盡管中國(guó)核電裝機(jī)容量已達(dá)世界第四，但 2015 年核電占國(guó)內(nèi)電力來(lái)源比例僅有 3%。

    針對(duì)核電安全，核電事故可分為 0 ~ 7 個(gè)等級(jí)即特大核事故（7 級(jí)），重大核事故（6 級(jí)），影響范圍較大的核事故（5 級(jí)），影響范圍有限的核事故（4 級(jí)），重大核事件（3 級(jí)），一般事件 （2級(jí)） ， 異常 （1級(jí)） ， 無(wú)安全意義/分級(jí)表一下 （0級(jí)） 。

    白教授表示，由于核燃料的放射性特征及可能帶來(lái)的腐蝕、老化、污染等引起的核事故會(huì)對(duì)公眾和環(huán)境及經(jīng)濟(jì)造成極大的危害和影響，因此，核電站（廠(chǎng)）的腐蝕、安全可靠的運(yùn)行須受到高度重視。在材料服役中，隨時(shí)間推移及輻照、介質(zhì)與材料的相互作用而引發(fā)的材料性能劣化，即老化。材料老化包括對(duì)輻照、載荷、介質(zhì)、溫度及其耦合作用引發(fā)的材料脆化、腐蝕、質(zhì)量減少及由此造成的材料脆斷、開(kāi)裂、腐蝕、放射性物質(zhì)遷移等，它將影響部件、設(shè)備和系統(tǒng)的功能，從而影響核電站（廠(chǎng)）的安全、可靠運(yùn)行，最終造成嚴(yán)重經(jīng)濟(jì)損失及不可估量的社會(huì)影響。

    例如，2011 年 3 月 11 日發(fā)生的日本福島七級(jí)核事故造成堆芯融化、堆頂爆炸放射物大量外泄，大面積的造成了日本的核污染，給日本國(guó)人民生命、社會(huì)經(jīng)濟(jì)及危害造成難以估量的影響，日本 2013 年 7 月前關(guān)閉了所有核電站；1986 年 4月 26 日發(fā)生在前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站的 7 級(jí)嚴(yán)重核事故，因核電站的第 4 號(hào)核反應(yīng)堆突然失控，引起爆炸，其輻射量遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于美國(guó)投在日本的原子彈造成的核輻射；1979 年 3 月28 日發(fā)生的美國(guó)三里島核反應(yīng)堆因?yàn)闄C(jī)械故障和人為的失誤導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯嚴(yán)重?fù)p壞。

    在運(yùn)行工況的強(qiáng)輻照、 高溫、 高壓 （壓水堆） 、 動(dòng)靜態(tài)載荷、化學(xué)介質(zhì)等因素共存的苛刻環(huán)境下，面對(duì)不斷提高的發(fā)電成本，核電站壽期延長(zhǎng)（設(shè)計(jì)壽命 40 年延長(zhǎng)到 60 年，目前美國(guó)開(kāi)始研究核電站壽期 80 年的可行性）、運(yùn)行換料周期延長(zhǎng)（12 個(gè)月到 18 個(gè)月，24 個(gè)月……）要求核燃料組件卸料燃耗不斷加深，減少核事故、防止核擴(kuò)散等這些已成為核電站（廠(chǎng)）安全可靠運(yùn)行的必要條件之一。因此，優(yōu)質(zhì)材料的選用、開(kāi)發(fā)材料防腐新技術(shù)已成為目前迫切需要考慮的因素。例如，使用非金屬陶瓷材料二氧化鈾代替抗腐蝕性能差的鈾金屬作為核燃料，不斷改進(jìn)研發(fā)燃料包殼材料以保證壓水堆長(zhǎng)期安全運(yùn)行。另外，反應(yīng)堆安全殼是防止放射性物質(zhì)外泄到生態(tài)環(huán)境中去的重要設(shè)備，安全殼使用的材料研究亦是重要的研究課題等。

    由此可見(jiàn)，材料的腐蝕與老化研究對(duì)保證核電站（廠(chǎng)）的安全運(yùn)行與延壽及向可持續(xù)發(fā)展的社會(huì)提供清潔的能源方面十分重要！

多方結(jié)合下狠招 降核電燃料組件及關(guān)鍵設(shè)備至“零損傷”

    我國(guó)目前正在建造的核電站多為第三代壓水堆核電站（廠(chǎng)）。由于核燃料的放射性特征及可能帶來(lái)的腐蝕、老化、污染等，造成的核事故會(huì)對(duì)公眾和環(huán)境及經(jīng)濟(jì)造成極大的危害和長(zhǎng)期影響，作為核材料防護(hù)領(lǐng)域的專(zhuān)家，白教授給出了自己的建議和看法。

    壓水堆核電站為防止放射性物質(zhì)外逸設(shè)置了三道屏障（有說(shuō) 4 道屏障即使用二氧化鈾替代活潑的金屬鈾為第一防線(xiàn)）：

    （1）核燃料元件密封包殼；（2）反應(yīng)堆壓力容器和封閉的冷卻劑回路 （統(tǒng)稱(chēng)為一回路壓力邊界） ； （3） 堅(jiān)固的安全殼（核島廠(chǎng)房 ）。PWR 設(shè)備的主要腐蝕行為綜述為下表所示：

    白教授還說(shuō)明了一點(diǎn)，我國(guó)已建成或在建的核電站大多位于海邊，均用海水作為循環(huán)冷卻水，秦山地區(qū)已成為國(guó)家重要的核電基地，秦山地區(qū)海水中泥砂含量較（其它地區(qū)為）大，在該地區(qū)核電廠(chǎng)由于含砂海水的腐蝕與磨蝕引起的設(shè)備部件失效等問(wèn)題時(shí)有發(fā)生。因此二、三回路因海水和海洋環(huán)境引起的材料、設(shè)備的腐蝕及防護(hù)也十分重要。

    對(duì)于核電工業(yè)的腐蝕與防護(hù)技術(shù)關(guān)鍵應(yīng)該如何做？白教授談了很多，記者總結(jié)為如下幾個(gè)方面：

    水冷式堆型核電站的腐蝕與防護(hù)

    俗稱(chēng)“核島”的一回路系統(tǒng)的設(shè)備長(zhǎng)期在高溫、高壓及強(qiáng)輻照等十分苛刻的條件下運(yùn)行，設(shè)備材料的腐蝕失效對(duì)核電站的長(zhǎng)期安全運(yùn)行（現(xiàn)設(shè)計(jì)壽期為 60 年）帶來(lái)極大威脅，腐蝕事故時(shí)有發(fā)生。因此，核工業(yè)的發(fā)展對(duì)腐蝕防護(hù)技術(shù)提出了越來(lái)越高的要求。

    1、輕水堆

    除了燃料元件包殼材料鋯合金腐蝕外，核電材料的腐蝕、輻照、堆芯失水等問(wèn)題造成燃料元件破損或壓水堆管道破裂、容器和安全端破裂、冷凝器泄漏、透平葉輪破裂、高強(qiáng)度零件破裂和蒸汽發(fā)生器傳熱管損壞、沸水堆管道破裂等。其中以壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管的腐蝕損壞以及沸水堆一次冷卻系統(tǒng)不銹鋼配管的 SCC 問(wèn)題最為普遍和嚴(yán)重。核電材料的腐蝕損壞類(lèi)型一般包括應(yīng)力腐蝕破裂 （SCC）、腐蝕疲勞 （CF）、晶間侵蝕 （IGA）、點(diǎn)蝕、耗蝕、凹陷等，其中以 SCC 為代表的環(huán)境促進(jìn)開(kāi)裂 （EAC） 和輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕破裂最為突出。涉及的材料包括碳鋼和低合金鋼、奧氏體不銹鋼、鎳基合金等。

    進(jìn)行壽命預(yù)測(cè)測(cè)的最基本方法是 : 收集大量的試驗(yàn)數(shù)據(jù) （ 實(shí)驗(yàn)室的、現(xiàn)場(chǎng)的 ），進(jìn)行統(tǒng)計(jì)分析，提出和建立模型，進(jìn)一步計(jì)算和驗(yàn)證。在蒸汽發(fā)生器傳熱管材料 690 合金和 600 合金薄壁材料以及厚壁 600 合金管材料的研究中，除了 ICG-EAC 目前正在進(jìn)行的有關(guān) 600 合金化學(xué)成分、熱處理等對(duì)其在 BWR 和PWR 環(huán)境中 SCC 影響的循環(huán)試驗(yàn)（RRT）外，在實(shí)驗(yàn)室試驗(yàn)中也有一些新的進(jìn)展和發(fā)現(xiàn)。例如，試驗(yàn)結(jié)果表明耐蝕性極好的 690 合金在模擬一回路水質(zhì)中一定條件下也會(huì)發(fā)生 SCC（ 一回路水側(cè) SCC，縮寫(xiě)為 PWSCC）；并在 600 和 690 合金裂紋尖端的前面觀察到所謂的預(yù)損傷帶引起了人們的興趣，因?yàn)檫@一現(xiàn)象的深入研究，將有助于闡明鎳基合金并對(duì)壽命預(yù)測(cè)作出重要貢獻(xiàn)。

    2、重水堆

    在實(shí)際運(yùn)行的加拿大 CANDU 型核電站中，重水給水管道的腐蝕引起了特別的重視。例如加拿大勒普羅角 CANDU 型核電站的反應(yīng)堆重水給水管道由于腐蝕嚴(yán)重減薄，這種意想不到的腐蝕直接影響了核電站的使用壽命。加拿大對(duì)此十分重視，正進(jìn)一步調(diào)研并準(zhǔn)備采取必要的防護(hù)措施，主要是改進(jìn)材料。

    原使用的材料牌號(hào)為 ASME SA106Grade B，這類(lèi)碳鋼制造的給水管進(jìn)口側(cè)為 260C',11.14MPa，不含蒸汽；水管出口側(cè)約310'C.10^-21MPa，含約 400 蒸汽量，流速在 S.5 一 11.5m/s。

    在這樣的使用條件下，碳鋼發(fā)生了全面腐蝕，不能達(dá)到預(yù)期的效果。因此，打算在 A106B 中加入 0.20%-0.40%Cr，以提高材料抗腐蝕能力。

    特殊類(lèi)型核反應(yīng)堆的腐蝕與防護(hù)

    1、快中子增殖反應(yīng)堆

    很顯然，鈉冷快堆中最為重要的問(wèn)題之一是液態(tài)金屬鈉與所接觸到的設(shè)備、部件、管道、閥門(mén)及儀表等不同材料的相互作用問(wèn)題，包括材料在液態(tài)金屬鈉中的腐蝕問(wèn)題。固體金屬與液態(tài)金屬鈉的作用主要是物理溶解作用，這可以導(dǎo)致在高溫區(qū)合金中的某些元素大量溶解在低溫區(qū)析出沉積即所謂的質(zhì)量遷移現(xiàn)象它可使高溫區(qū)管壁減薄在低溫區(qū)管道沉積物堵塞。但也可以是直接的化學(xué)侵蝕作用及與液態(tài)金屬鈉中的雜質(zhì)和氧發(fā)生的化學(xué)反應(yīng)。大多數(shù)金屬材料在與液態(tài)金屬鈉相接觸時(shí)，或多或少都會(huì)發(fā)生侵蝕作用。因此，快堆中金屬材料制成的設(shè)備、管道、元件包殼等部件與液態(tài)金屬鈉的相容性問(wèn)題是決定設(shè)備壽命的主要因素之一。在鈉冷快堆中選用的主要合金材料為 304 型、316 型奧氏體不銹鋼及 21/4Cr-1Mo 鋼，這些鋼鐵在不同強(qiáng)度條件下在液態(tài)金屬鈉中的腐蝕問(wèn)題是重要的研究課題。快堆燃料包殼材料是決定整個(gè)快堆經(jīng)濟(jì)上是否可行的關(guān)鍵材料，因?qū)嶂凶游战孛嬉蟛桓撸士墒褂昧W(xué)性能較好的不銹鋼（熱堆則必須使用中子吸收截面較小的鋯合金）。解決包殼材料不銹鋼的輻照損傷（包括輻照腫脹和輻照腐蝕等）也是面臨的重要課題之一。

    2、高溫氣冷堆

    高溫氣冷堆的特點(diǎn)是高溫即冷卻劑的出口溫度已達(dá)到950℃，燃料溫度在正常運(yùn)行工況下高達(dá) 1200℃左右，事故工況下近 1600℃。這種高溫特點(diǎn)使高溫氣冷堆發(fā)電效率高和具有更廣泛的用途，但增加了反應(yīng)堆內(nèi)材料的難度，要求壓力殼內(nèi)材料必須是耐高溫材料。因此，高溫氣冷堆選用石墨作為反射層材料、燃料元件的結(jié)構(gòu)材料和慢化材料。燃料元件是全陶瓷型的，用熱解炭和碳化硅涂層束縛核燃料和阻擋放射性裂變產(chǎn)物的釋放。反應(yīng)堆內(nèi)耐高溫材料是高溫氣冷堆核材料的特點(diǎn)。

    高溫堆的冷卻劑為氦氣。純凈的氦氣與堆用金屬結(jié)構(gòu)材料一般不會(huì)發(fā)生化學(xué)反應(yīng)，輻照的影響也不大。但是當(dāng)氦氣內(nèi)含有不純物質(zhì)例如 H 2 、CO 2 、O 2 、H 2 O、N 2 、CH 4 等氣體雜質(zhì)時(shí)，就會(huì)發(fā)生腐蝕作用。材料組員中核蛻變而生成的氦也可以引起脆化這種退化是高溫退火所不能消除的。金屬對(duì)氦的過(guò)量吸收會(huì)降低金屬的延性出現(xiàn)氦脆現(xiàn)象。金屬材料以及石墨等在不純高溫氦氣中的腐蝕與氧化行為是高溫氣冷堆腐蝕與防護(hù)研究不可忽視。

    放射性核廢物貯存中的腐蝕與防護(hù)

    核燃料從采礦 - 提純 - 燃料元件制備加工 - 反應(yīng)堆內(nèi)輻照形成乏燃料（從反應(yīng)堆中卸出的受過(guò)中子輻照且不能再回到反應(yīng)堆中再使用的核燃料）及由強(qiáng)輻照引起的結(jié)構(gòu)材料產(chǎn)生極強(qiáng)的感生放射性。因此上述核燃料循環(huán)過(guò)程中產(chǎn)生大量的具有放射性的液、氣、固體核廢料。在處理過(guò)程中用到多種腐蝕液體。貯存期間，一些短壽命的放射性同位素會(huì)逐漸蛻變掉，而長(zhǎng)壽命的同位素則需要很長(zhǎng)時(shí)間，有的長(zhǎng)達(dá)幾百年甚至千年，一座 100 萬(wàn)千瓦電功率的輕水堆核電廠(chǎng)，每年產(chǎn)生約 25-30 噸乏燃料，有 100-500m 3 中等放射性固體廢物。

    其中裂變產(chǎn)物 241Am（半衰期為 485 年）的衰變產(chǎn)物 237Np半衰期為 220 萬(wàn)年，因此研究貯存放射性廢料的耐蝕材料的容器以及其它的防護(hù)方法是一項(xiàng)十分重要的任務(wù)，而且隨著我國(guó)運(yùn)行的核電站的增加放射性核廢物貯存技術(shù)的創(chuàng)新及儲(chǔ)存中的腐蝕與防護(hù)愈發(fā)的突出。

    老化管理體系

    核電廠(chǎng)的老化已成為世界核能面臨的巨大挑戰(zhàn)。為此，合理地選擇那些對(duì)電廠(chǎng)核安全、機(jī)組可靠性或經(jīng)濟(jì)性有較大影響的重要設(shè)備優(yōu)先進(jìn)行老化管理是十分必要的。作為一個(gè)系統(tǒng)性的工作，一般包括以下四個(gè)方面：

    （1）由核安全監(jiān)管部門(mén)在老化研究、電廠(chǎng)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上，負(fù)責(zé)形成并實(shí)施的一套管理法規(guī)和導(dǎo)則，或推薦采用的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)，此為老化管理的監(jiān)管體系。

    （2）由研究機(jī)構(gòu)根據(jù)老化管理的需求，通過(guò)實(shí)施研究工作和直接參與核電廠(chǎng)老化管理活動(dòng)，獲得的對(duì)老化相關(guān)問(wèn)題的認(rèn)知，此為老化管理工作的基礎(chǔ)。

    （3）由核電廠(chǎng)根據(jù)老化管理的規(guī)范、要求和老化研究成果，制定、實(shí)施并持續(xù)改進(jìn)的一套老化管理規(guī)定和工作程序，此為老化管理的直接實(shí)施。

    （4）由核電廠(chǎng)和研究機(jī)構(gòu)合作，集成大量基礎(chǔ)數(shù)據(jù)、運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和研發(fā)成果，形成的老化管理數(shù)據(jù)庫(kù)，為老化管理法規(guī)和規(guī)范的建設(shè)、研究機(jī)構(gòu)制定老化管理研究計(jì)劃和核電廠(chǎng)實(shí)施老化管理提供全面、 細(xì)致的技術(shù)依據(jù)， 并最終形成跨集團(tuán)、跨部門(mén)的核電廠(chǎng)老化管理數(shù)據(jù)共享和經(jīng)驗(yàn)反饋體系。

    應(yīng)對(duì)兩大障礙

    公眾排斥核電的潮流和核能產(chǎn)生長(zhǎng)壽命高放射性廢物污染，如處理不當(dāng)會(huì)貽害后代的問(wèn)題突出地成為當(dāng)代核電發(fā)展的兩大障礙。如何掃清障礙呢？

    （1）讓公眾了解核電廠(chǎng)事故的真相。

    （2）認(rèn)真做好核電廠(chǎng)安全改進(jìn)措施，防患于未然。

    （3）為提高核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性，不斷研究和開(kāi)發(fā)“先進(jìn)核反應(yīng)堆型”。

    （4）長(zhǎng)壽命高放廢物的處置問(wèn)題。目前核科學(xué)家們提出了用中子嬗變方法使這些長(zhǎng)壽命放射性核素成為短壽命核素或穩(wěn)定同位素，這樣的廢物處置方法就安全和經(jīng)濟(jì)得多但目前尚無(wú)成熟的處理技術(shù)。

開(kāi)拓創(chuàng)新 為核工業(yè)前進(jìn)保駕護(hù)航

    核電站安全與技術(shù)創(chuàng)新是核電站發(fā)展的重要推力。目前核燃料包殼材料已從鋯合金到低錫鋯 4 合金，到多種鋯鈮合金的出現(xiàn)等。 反應(yīng)堆型從第2代到2代+， 到第3代， 第4代……從裂變堆（可裂變重元素裂變釋放能量）到聚變堆（輕元素聚變釋放能量）等。近年來(lái)由于防止核擴(kuò)散又要求裂變結(jié)果產(chǎn)生的钚（可提純后成為核武器原料）再次利用出現(xiàn)了 MOX燃料。

    核工業(yè)技術(shù)創(chuàng)新，白教授給出了三個(gè)方面：核反應(yīng)堆——核電技術(shù)創(chuàng)新、壓水堆核燃料及材料腐蝕——安全與創(chuàng)新、核電安全——經(jīng)濟(jì)性與核反應(yīng)堆——核電技術(shù)創(chuàng)新。

    在核反應(yīng)堆——核電技術(shù)創(chuàng)新方面，白教授表示，目前已到了增強(qiáng)安全性和經(jīng)濟(jì)性要求使用技術(shù)更先進(jìn)的先進(jìn)輕水堆的第三代。有待開(kāi)發(fā)的第四代核電技術(shù)，其主要特征是防止核擴(kuò)散，具有更好的經(jīng)濟(jì)性，安全性高和廢物產(chǎn)生量少等。

    在核電安全——經(jīng)濟(jì)性與核反應(yīng)堆——核電技術(shù)創(chuàng)新方面，白教授表示，核電站的發(fā)展要求不斷提高其經(jīng)濟(jì)性，核電站的設(shè)計(jì)壽期已由 40 年提高到 60 年，要求核燃料破損爭(zhēng)取達(dá)到“零破損”，進(jìn)一步提高反應(yīng)堆的安全性。

    白教授重點(diǎn)介紹了水堆核燃料材料腐蝕 -- 安全與創(chuàng)新，目前廣泛采用的是二氧化鈾作為壓水堆、沸水堆的燃料。相應(yīng)的包殼材料主要為鋯合金。二氧化鈾是核電站中用得最廣的核燃料。這是因?yàn)樗娜埸c(diǎn)高（2865℃）。輻照穩(wěn)定性和耐蝕性遠(yuǎn)高于金屬燃料，并能達(dá)到較高的燃耗。作為陶瓷材料的二氧化鈾與水有良好的化學(xué)穩(wěn)定性，與鋯合金和不銹鋼包殼均有良好的相容性。創(chuàng)新措施具體從以下幾個(gè)方面來(lái)講：

    1、改進(jìn)鋯合金在核反應(yīng)堆中應(yīng)用

    目前工程上應(yīng)用的和發(fā)展的新型鋯合金仍然是 Zr-Sn 系、Zr-Nb 系和 Zr-Sn-Nb 系合金。鋯合金作為核動(dòng)力堆的燃料包殼和結(jié)構(gòu)材料，已有長(zhǎng)期的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，除了常規(guī)鋯合金Zr-2、Zr-4、低錫 Zr-4 合金之外，改進(jìn) Zr-4 和一些新開(kāi)發(fā)的鋯合金如 M5 、ZIRLO 和 E635 等被用作高燃耗燃料組件的包殼材料和結(jié)構(gòu)部件，已陸續(xù)進(jìn)入商用。

    2、研發(fā)新型高性能鋯合金

    隨著燃料燃耗的不斷加深，對(duì)結(jié)構(gòu)材料，特別是燃料元件包殼材料用鋯合金提出了越來(lái)越高的要求。尤其是包殼管水側(cè)腐蝕更加苛刻。

    在一些較低燃耗（30 ~ 35GWd/tU）下，常規(guī) Zr-2 和 Zr-4合金性能完全能滿(mǎn)足要求，當(dāng)燃耗提高到 45GWd/tU 以上時(shí)，常規(guī) Zr-2 和 Zr-4 合金就不能滿(mǎn)足要求，這就被改進(jìn)型 Zr-4合金所替代。

    反應(yīng)堆燃耗進(jìn)一步提高到 55GWd/tU 以上時(shí)，就需研制和發(fā)展新的高性能鋯合金來(lái)滿(mǎn)足要求，美國(guó)、法國(guó)、俄羅斯和中國(guó)等都在這方面作了深入的研究工作。幾種新鋯合金的成份如下表（質(zhì)量分?jǐn)?shù) %）：

    3、高性能燃料元件的創(chuàng)新動(dòng)向

    隨著能源需求的增加和科學(xué)技術(shù)的進(jìn)步，為適應(yīng)核電迅速發(fā)展在經(jīng)濟(jì)性、安全性方面不斷提出的更高要求，加深燃料元件燃耗而不破損的研究一直是各國(guó)、各原子能工業(yè)公司關(guān)注的重點(diǎn)之一。

    通過(guò)多年輕水堆燃料組件加深燃耗的研究，發(fā)現(xiàn)的主要問(wèn)題和采取的主要對(duì)策示于下圖。

燃料組件加深燃耗的問(wèn)題和對(duì)策簡(jiǎn)圖

    核電廠(chǎng)的發(fā)展，對(duì)構(gòu)成反應(yīng)堆堆芯的燃料元件的延壽、安全可靠性和經(jīng)濟(jì)性的要求也越來(lái)越高，它促進(jìn)了燃料元件的不斷發(fā)展、創(chuàng)新。

    為推進(jìn)我國(guó)高性能燃料組件的發(fā)展， 主要研究應(yīng)領(lǐng)域：

    燃料棒性能試驗(yàn)研究；UO 2 及其含釓芯塊先進(jìn)制造工藝研究及堆內(nèi)性能研究；新鋯合金包殼材料研究；現(xiàn)役核電廠(chǎng)燃料棒破損在線(xiàn)探測(cè)技術(shù)研究；燃料組件單項(xiàng)結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)改進(jìn)研究；高性能燃料元件設(shè)計(jì)及試驗(yàn)等。

    至于適應(yīng)第四代核電站的反應(yīng)堆（目前國(guó)際上提出 6種候選堆型即超臨界水堆、 氣冷快堆、 鉛冷快堆、 納冷快堆、熔鹽堆、超高溫氣冷堆）就需更加創(chuàng)新材料改進(jìn)設(shè)計(jì)以滿(mǎn)足設(shè)計(jì)要求，以超臨界水堆為例，超臨界水冷堆材料研究領(lǐng)域主要為：高燃耗和應(yīng)用 G4 的耐蝕先進(jìn) Zr 基合金（核燃料包殼和堆內(nèi)構(gòu)件材料） ；SCWR 候選材料開(kāi)發(fā)評(píng)價(jià)（力學(xué)尺寸穩(wěn)定性耐蝕）；鐵素體和鐵素體 / 馬氏體鋼，奧氏體鋼，研發(fā) ODS（氧化物彌散強(qiáng)化），非晶態(tài)合金，晶界工程合金；達(dá)到高燃耗時(shí)鋯合金耐腐蝕性能；現(xiàn)有燃料包殼中設(shè)置陶瓷纖維的包殼層；適合高燃耗的燃料基體開(kāi)發(fā)；鋯包殼防腐蝕用陶瓷涂層的相關(guān)研究。在包覆燃料顆粒中 SiC 起壓力殼作用，可耐 1600℃高溫。目前主要用于 HTGR, 今后可能用于 SCWR。材料的耐腐蝕性能及延壽是 SCWR 及其他第四代反應(yīng)堆能否可行的重要制約因素之一。

落實(shí)理念 為建設(shè)核工業(yè)強(qiáng)國(guó)而奮斗

    談及中國(guó)核工業(yè)的未來(lái)，白教授表示，我國(guó)目前還只是核工業(yè)大國(guó)，并非核工業(yè)強(qiáng)國(guó)，我國(guó)核電發(fā)展戰(zhàn)略的核心是加快鈾礦資源戰(zhàn)略性開(kāi)發(fā)、推進(jìn)核電創(chuàng)新體系建設(shè)、完善人才培養(yǎng)體系。

    當(dāng)聚變堆研發(fā)成功之后，核能是取之不盡、用之不竭的資源。目前核能技術(shù)可以滿(mǎn)足人類(lèi)發(fā)展的需要。若能在改進(jìn)并強(qiáng)化了核電廠(chǎng)（站）的安全措施、降低投資費(fèi)用、縮短建廠(chǎng)周期、延長(zhǎng)運(yùn)營(yíng)壽期、提高運(yùn)行效率等，從而提高了核電廠(chǎng)（站）的經(jīng)濟(jì)性，已運(yùn)行核電廠(chǎng)（站）和新建核電廠(chǎng)（站）均達(dá)到安全、延壽的最終效果。這些是業(yè)界與我國(guó)政府核安全部門(mén)的重要任務(wù)，也是目前國(guó)內(nèi)外核電的發(fā)展方向。這些將大大提高我國(guó)核工業(yè)在國(guó)際上的競(jìng)爭(zhēng)力。

    后記：

    安全運(yùn)行是核工業(yè)之本，自主創(chuàng)新是核工業(yè)之魂。隨著“一帶一路”的起航，我國(guó)核工業(yè)正向外開(kāi)疆辟土，唯有加強(qiáng)研發(fā)及工程設(shè)備制造、安裝、核電站運(yùn)行能力和前仆后繼地不斷培養(yǎng)出具有一批批素質(zhì)優(yōu)秀的科研、設(shè)計(jì)、制造、運(yùn)行和勇于創(chuàng)新又踏實(shí)不計(jì)名利的高素質(zhì)隊(duì)伍才能屹立于世界的舞臺(tái)。雄圖霸業(yè)，強(qiáng)者先行，唯執(zhí)著，方成功！我國(guó)原子能事業(yè)的春天已經(jīng)到來(lái)！為實(shí)現(xiàn)核工業(yè)強(qiáng)國(guó)的偉大目標(biāo)而奮斗吧！

    人物簡(jiǎn)介

    白新德，清華大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院教授，博士生導(dǎo)師，享受?chē)?guó)務(wù)院特殊津貼。中國(guó)腐蝕與防護(hù)學(xué)會(huì)監(jiān)事。1965年畢業(yè)于清華大學(xué)，后留校任教。長(zhǎng)期從事材料腐蝕與防護(hù)等課程的教學(xué)，科研工作。完成國(guó)家科技攻關(guān)及自然科學(xué)基金多項(xiàng)課題。主要著作：組織編寫(xiě)《核材料科學(xué)與工程》全書(shū)12分冊(cè)并主編《核材料化學(xué)》分冊(cè)、《材料腐蝕與控制》、《核電材料老化與延壽》等，發(fā)表SCI，EI期刊收錄學(xué)術(shù)論文百余篇等。