鉬錸合金在空間核電源中的應用性能研究進展

黃洪濤，王衛軍，鐘武燁，鄭劍平，趙守智

(中國原子能科學研究院 反應堆工程技術研究部，北京 102413)

載人登月及深空探測任務首先需要解決能源和動力供給問題，要求能源系統具有高安全性、高可靠性、長壽命、高比功率和高環境適用性，能在極端環境條件下長期發電及儲能。研究結果表明，核反應堆電源系統具有功率大、效率高、壽命長、環境耐受能力強等優點，是月球基地及其他深空探測任務電能和熱能最理想可靠，甚至是唯一的提供方案。

美國從20世紀60年代開始，研究發展了多型可用于月球基地使用的空間核反應堆電源系統，其中典型代表有1967年提出的SNAP-8系列[1]，及1991—1993年間提出的SP-100布雷頓能量系統[2-3]。進入21世紀后，美國明顯加快了星球表面用核電源開發，相繼提出SAFE-400、SAIRS、HP-STMCs、SCoRe、S4、MRS、HOMER、SUSEE、AFSPS、LEGO-LRCS等[4-13]數十型星球表面用核電源系統方案。在這些核電源系統方案中，廣泛采用鉬錸(Mo-Re)合金作為反應堆芯結構材料。如SAFE-400核反應堆電源設計功率為100 kW，壽命為10 a。設計中采用鈉冷快中子堆、熱管冷卻方式，反應堆功率為400 kW，能量轉換方式采用布雷頓循環。燃料采用UN，鈾富集度為97%，芯塊相對密度為96%。堆本體材料采用純Mo金屬，熱管材料采用Mo-44%Re(簡寫為Mo-44Re)合金[4]。HP-STMCs核反應堆電源采用六邊形熱管冷卻反應堆形式，由126個熱管-燃料棒模塊構成，每個模塊包含3根UN燃料棒，以三角型柵格布置，中心布置1根外徑為1.5 cm的鋰熱管，額定運行工況時，多級熱電偶轉換器熱端溫度為1 300 K。UN燃料富集度約為70%，包殼、熱管及本體材料均采用了Mo-14Re合金[5]。

由于金屬錸價格昂貴，且鉬錸合金應用領域較窄(主要用于空間核電源)，目前國內外關于鉬錸合金的研究較少，已有報道都只是對該合金某方面的性能研究。本文對國內外關于鉬錸合金的研究狀況進行較全面的總結和歸納，為國內相關空間核反應堆電源系統設計選材和研究提供參考。

1 鉬錸合金性能國外研究現狀

1.1 鉬錸合金的力學性能

純鉬作為體心立方金屬在室溫下呈現出脆性，加工性能差，這在一定程度上制約了金屬鉬的深加工性能和服役效能。鉬中加入錸可顯著改善鉬的低溫脆性，進而提高其加工性能，增加強度的同時仍保持良好的塑性，且錸的添加也改變了鉬在熱加工和冷加工過程中從單一滑移到孿生和滑移相結合的機械變形行為，抑制了碳和氧的脆化作用，提高了材料的焊接性能，可使鍛制和軋制的產品具有較低的韌-脆轉變溫度，并使得再結晶退火后材料的脆化程度有所減輕。這種錸的添加對鉬性能的改善現象被稱之為“錸效應”。

圖中不同符號表示不同研究者的測量值圖1 鉬錸合金的力學性能[14]Fig.1 Mechanical property of Mo-Re alloy[14]

圖1示出錸含量對鉬錸合金屈服強度及延伸率的影響[14]。由圖1可見：錸含量高于15%時才產生明顯的錸強化效應；錸含量處于9%～14%時，室溫塑性最佳，延伸率最好，接近40%；錸含量為14%左右時，鉬錸合金延伸率最好，接近40%，加工性能最好，而同時存在一定的錸固溶強化作用，這可能就是采用Mo-14Re合金作為堆芯結構材料的原因。

1.2 鉬錸合金的熱物理性能

圖2示出錸含量對鉬錸合金熱導率及熱膨脹系數的影響[15]。由圖2可見：對同一成分的鉬錸合金，隨溫度的升高，熱導率逐漸降低，熱膨脹系數逐漸增加；對不同成分的鉬錸合金，隨錸含量的增加，同一溫度下的熱導率逐漸降低。另外，隨錸含量的增加，同一溫度下的熱膨脹系數逐漸增加。產生這一現象的可能原因如下：純錸的熱導率小于純鉬的熱導率，而純錸的熱膨脹系數大于純鉬的熱膨脹系數，因此隨錸含量的增加，同一溫度下的熱導率逐漸降低，而熱膨脹系數逐漸增加。

1.3 鉬錸合金的輻照性能

反應堆內射線種類很多，但對金屬材料而言，性能影響較大的主要是中子輻照，而α射線、β射線、γ射線的影響則較小。關于鉬錸合金中子輻照性能的公開文獻[16-20]較少。俄羅斯的Fabritsiev等[15-16]系統研究了不同錸含量對鉬錸合金抗輻照性能的影響。圖3示出錸含量及輻照溫度對鉬錸合金抗拉強度及延伸率的影響[16]。圖3中，Ttest為力學性能測試溫度，Tirr為輻照溫度。由圖3可見，對錸含量為0.5%～20%的鉬錸合金，輻照溫度處于450～800 ℃，進行5 dpa快中子輻照情況下，均產生嚴重的輻照脆化。但輻照后材料抗拉強度變化規律不同，輻照溫度處于450～550 ℃時，鉬錸合金產生輻照軟化現象，屈服強度降低近一半，塑性降至幾乎為0。而輻照溫度處于760～800 ℃時，鉬錸合金產生輻照硬化現象，延伸率處于2%～3%之間。

圖2 錸含量對鉬錸合金熱導率及熱膨脹系數的影響[15]Fig.2 Effect of Re content on thermal conductivity and thermal expansion coefficient of Mo-Re alloy[15]

快中子堆內Tirr=450～800 ℃時輻照至5 dpa△——純Mo，未輻照；▲——純Mo，5 dpa；▽——Mo-1Re，未輻照；▼——Mo-1Re，5 dpa；◇——Mo-5Re，未輻照；◆——Mo-5Re，5 dpa；□——Mo-9Re，未輻照；■——Mo-9Re，5 dpa；?——Mo-20Re，未輻照；?——Mo-20Re，5 dpa圖3 輻照溫度對鉬錸合金抗拉強度和延伸率的影響[16]Fig.3 Effect of irradiation temperature on ultimate tensile strength and total elongation of Mo-Re alloy[16]

研究結果表明：引起輻照脆化的原因有兩個，其一是輻照缺陷(位錯環、空洞等)導致晶粒強化，其二是輻照引起O、N雜質元素以及嬗變產物在晶界偏析，即輻照誘導偏析導致強化。關于延伸率變化的原因，作者解釋為輻照溫度低于700 ℃時，輻照缺陷及輻照誘導偏析共同引起輻照脆化，因此延伸率降至幾乎為0，輻照溫度高于700 ℃時，輻照誘導偏析現象消失，因此延伸率有所恢復[16]。

日本東北大學的Hasegawa等[17]采用兩種成分的鉬錸合金(Mo-5Re與Mo-41Re)對比研究了錸含量對鉬錸合金抗輻照性能的影響。每種合金又采用了去應力退火態及再結晶態試樣。其輻照溫度低于1 073 K，輻照劑量為1×1027m-2，中子能量大于0.1 MeV，即快中子輻照。研究結果表明：輻照后，去應力退火態鉬錸合金的塑性優于再結晶態鉬錸合金，采用去應力退火態鉬錸合金更有利。另外，Mo-41Re合金輻照后產生大量析出，引起輻照脆化。錸含量越高，輻照誘導析出越嚴重，輻照脆化也越嚴重。從這點看來，使用低錸含量的鉬錸合金更有利。

美國橡樹嶺國家實驗室的Busby等[18]采用兩種成分的鉬錸合金(Mo-41Re與Mo-47.5Re)進行對比研究，在1 073、1 223和1 373 K下分別輻照至0.7 dpa，在800 ℃下輻照至1.4 dpa。研究結果表明：輻照溫度為1 100 K以上時，即使在低劑量情況下，隨輻照溫度升高，也產生嚴重的輻照脆化和晶間斷裂。這種高溫脆性可能是輻照引起嬗變以及輻照誘導析出導致。從輻照高溫脆性來看，使用低錸含量的鉬錸合金較為有利。

1.4 鉬錸合金與核燃料的相容性

圖4示出Ta、Nb、Mo-Re、W-Re合金與3種常用核燃料(UO2、UC、UN)的相容性柱狀圖[20]。由圖4可見：Mo-Re與UO2的相容性溫度可達到1 550 K，而W-Re與UO2的相容性溫度可達到1 650 K；Ta及Nb合金在1 200 K以下溫度與UO2的相容性較好，如果表面制備鎢涂層則相容性溫度可提高至1 300 K；在1 500 K以上溫度，W-Re合金與UN的相容性較好；在1 300 K以下時，Mo-Re合金與UN的相容性較好；Ta及Nb合金，如果表面制備鎢涂層則與UN的相容性溫度可提高至1 300 K。但對UC而言，各種難熔金屬材料相容性溫度均有所下降，這是因為UC化學性質比UO2及UN均活潑。W-Re合金與UC的相容性溫度可達到1 500 K。Mo-Re合金與UC相容性溫度達到1 250 K。

圖4 燃料與包殼的相容性[20]Fig.4 Compatibility of fuel and cladding[20]

綜上所述，W-Re合金與3種常用核燃料的相容性最好，但通常情況下鎢基合金塑性比鉬基合金差。比較而言，鉬錸合金是空間核電源的最佳結構材料。

1.5 鉬錸合金與冷卻劑的相容性

圖5 腐蝕增重與腐蝕時間的關系[21]Fig.5 Relationship between corrosion weight gain and corrosion time[21]

為提高反應堆出口溫度以利于得到較大的熱電轉換效率，國外空間核反應堆電源堆型基本都采用堿金屬冷卻快中子反應堆。在服役環境下結構材料與冷卻劑的相容性必須較好。結構材料與冷卻劑相容性主要從結構材料在冷卻劑中長期高溫作用下的腐蝕行為來表征，其腐蝕機理為：1) 高溫區結構材料溶解在冷卻劑中，通過冷卻劑的運輸沉積在低溫區；2) 結構材料與冷卻劑中的雜質發生化學反應，尤其是非金屬雜質，如O、C、N、Si等。Saito等[21]對比研究了純Mo、Mo-5Re、Mo-15Re、Mo-15Re-0.1Zr合金(MRZ合金)、Mo-15Re-0.1Zr-0.1Ti(MRZT合金)等幾個牌號合金于1 473 K溫度下在堿金屬Li中的腐蝕行為。圖5示出各種合金腐蝕增重與腐蝕時間的關系曲線。由圖5可見：同樣的實驗條件下，腐蝕時間增加，各合金的腐蝕增重均增加；對比純Mo、Mo-5Re、Mo-15Re 3種合金的腐蝕增重曲線可知，Re含量越高，Mo-Re合金腐蝕增重速率越快。而MRZ合金與MRZT合金均比同牌號的Mo-Re合金腐蝕增重速率快。El-Genk等[22]總結了常用難熔金屬與堿金屬冷卻劑相溶性實驗數據，總結分析表明，在1 800 K以下時Mo-Re合金與堿金屬Li、Na、K的相容性均較好。

1.6 鉬錸合金的中子特性

在發射失敗事故中，如果空間核電源掉入水或沙子中，有可能發生特殊臨界安全事故。為保證空間核電源在事故工況下有足夠深的次臨界狀態，需進行專門的特殊臨界安全設計?？熘凶涌臻g核反應堆被認為是未來幾十年空間探索的主力堆型，對快堆來說有一種比分多個模塊或添加安全棒等方式更緊湊可靠的方法，那就是使用譜移吸收體(spectral shift absorber, SSA)材料作為結構材料[23]。SSA材料是一類在高溫下有穩定的單質、合金或化合物，熱中子或中能中子吸收截面相對較大，而快中子吸收截面相對較小的物質。

美國新墨西哥州大學的King等[24-25]提出了評價SSA材料性能的方法，他考察了80種候選材料，從中篩選出9種比較好的SSA材料，而金屬錸就是其中的一種。中國原子能科學研究院的胡彬和等[26]以美國Prometheus基本型堆芯方案為研究對象，采用MNCP程序計算并分析了不同錸含量的鉬錸合金對空間快堆掉落臨界安全的影響及其機理。計算結果表明：錸含量不同，反應堆掉落工況對臨界安全影響也不同?？梢姸研窘Y構材料采用鉬錸合金，其中錸作為SSA材料可有效降低臨界事故風險。

2 鉬錸合金性能國內研究現狀

國內關于鉬錸合金的制備工藝及基礎性能方面的研究工作報道極少。北京鋼鐵研究總院的趙連仲等[27]于20世紀80年代對低錸含量(錸含量為1%、3%、5%)絲材的粉末冶金制備工藝及組織性能進行過初步研究。2000年前后，西北有色金屬研究院的張軍良等[28-29]在國內首次開展了Mo-41Re、Mo-45Re合金窄帶的研制，并對相關性能開展細致的研究。后來又開展了行波管刪網用Mo-41Re合金研制，針對沖壓成型進行了交叉軋制、杯凸實驗等研究[30]。鐘培全[31]采用粉末冶金工藝制備了Mo-15Re、Mo-20Re、Mo-25Re、Mo-30Re 4種合金樣品，研究了其電子束焊接工藝。上述這些工作都是基于小尺寸鉬錸合金的研制，且對鉬錸合金應用性能(輻照性能、與核燃料相容性、與冷卻劑相容性等)的研究幾乎空白。由于在核反應堆結構中存在堆芯容器、柵板、包殼管等大尺寸結構部件，需開展具有代表性的大尺寸高性能鉬錸合金制備技術研究，鉬錸合金堆芯結構部件成型工藝研究及鉬錸合金應用性能研究，建議重點開展低錸含量的鉬錸合金研究工作，尤其是Mo-14Re合金。

3 結論與展望

鉬中加入錸可顯著改善鉬的低溫脆性進而提高其加工性能及焊接性能，提高強度的同時仍保持良好的塑性。錸含量約為14%時，鉬錸合金的延伸率接近40%，加工性能最好，而同時存在一定的錸元素固溶強化作用，這可能是國外空間核電源系統方案中廣泛采用Mo-14Re合金作為反應堆芯結構材料的原因。在1 550 K以下溫度，鉬錸合金與UO2的相容性較好。在1 300 K以下時，鉬錸合金與UN的相容性較好。在1 800 K以下時，鉬錸合金與堿金屬Li、Na、K的相容性均較好。說明鉬錸合金與核燃料及堿金屬冷卻劑均具有良好的相容性，且錸是一種較好的譜移吸收體材料，可有效降低反應堆臨界事故風險，是空間核電源中最佳反應堆芯結構材料。

國內對鉬錸合金材料的研究較少，應盡快開展具有工藝代表性的大尺寸高性能鉬錸合金制備技術研究、鉬錸合金堆芯結構部件成型工藝研究以及鉬錸合金應用性能研究，為我國空間核電源的研制奠定技術基礎。