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核能高精铝材需求期来临

时间:2018-06-06 09:15供稿单位:中硅信息网打印字号:

2014年11月,国务院办公厅印发的《能源发展战略行动》(2014年~2020年)明确提出了到2020年,中国核电装机容量要达到5800×104kW,在建3000×104kW以上的目标。据媒体报道,我国国家核电公司副总经理郑明光曾对外表示,我国在建与拟建超过60座核电站,在建的有30座,2019年后的5年内将兴建更多座,超过世界上任何一个国家。

核电是当今三大电之一,与火电、水电并列。近些年来,我国核电“走出去”步伐明显加快,尤其是与“一带一路”相关国家和地区的合作方面十分顺利。早在上世纪90年代,我国核电就已开始走向世界,截至目前,中核集团已向巴基斯坦出口建设4台30×104kW级核电机组、2台百万kW级核电机组,在巴基斯坦合作建设的核电项目总装机容量已达463×104kW,在运装机容量超过130×104kW。同时,我国与阿根廷、沙特阿拉伯、美国等国在核合作方面也取得长足进展。

据有关报道,至2018年2月全球有72个国家已经或正在计划发展核电,其中“一带一路”相关国家占大多数。据国际原子能机构统计,2030年前,全世界将新建机组300台,其中80%左右落户“一带一路”相关国家。中国中核集团完整的核工业产业链在推动着“一带一路”的建设滚滚向前,市场容量可达1000万亿美元。

核电站用些什么铝材

不管核电站用的是什么堆型(沸水堆、压水堆、气冷堆和快中子堆)都要用一定量的铝及铝合金材料。在核工业中,铝材主要用做中、低温堆燃料元件的包壳、工艺管、辅肋管道等,工业纯铝在温度为100℃~130℃的水冷反应堆中得到广泛的应用。

堆用铝材的要求

堆用铝材除应具有常规的优良性能外,还应有小的热中子吸收截面,铝的为0.22×-24cn2,仅比Be、Mg、Zr的大,而比其他金属的小得多;辐照感应放射能衰减快,高纯铝在停止辐照后的7天内就急剧下降;反应堆壁的溅蚀小;在175℃以下铝耐辐照,产生的空穴率小。

在反应堆中,作为热交换介质的水所引起的腐蚀比热电站中的严重得多。通常,铝材在50℃以下的水中发生点蚀,在50℃~250℃水中以均匀为主,在≥300℃水中则发生晶间腐蚀。因此,堆用铝合金应有高的纯度,严格控制水的纯度,是防止点蚀的有效措施;此外,对铝材进行阳极氧化处理也是提高抗蚀性的好办法,但仅在<100℃水中才有高的抗蚀能力。

作为包壳材料的8001合金和工艺管的6063型合金,在加工、运输、安装过程中,其表面都不可避免地会产生种种局部损伤,如划痕、碰伤、氧化膜缺陷等,这将使它们加速腐蚀。但是,只要损伤深度≤0.3mm,就不会引起异常的加速腐蚀。同时,铝在低温水堆的特定条件下可安全使用。我国有些工厂在生产6063型合金工艺管时,在阳极氧化后套上白布袋,并以专用车厢运抵用户,以防损伤。

在中温水中,铝以均匀腐蚀为主。因此,水中的离子对其腐蚀影响不像低温时那么显著与敏感,而合金成分、晶粒大小与组织状态却起着相当大的作用。在Al-Mg-Si系的6063型合金中不宜有过剩硅,Si与Mg应全部形成Mg2Si,即Mg/Si含量=1.736463合金即是一种这样的合金。向合金中加入等量的铁与镍(0.3%~0.4%)可形成Al9FeNi相,可提高合金的抗蚀性。

在高于130℃的动水中,阳极氧化膜易脱落,不耐腐蚀,但预生氧化膜(材料使用前,将其置于一定温度高纯水中一定时间所形成的氧化膜)可提高合金抗中、高温动水腐蚀能力。

对堆用铝材危害最大的晶间腐蚀,是由晶界与晶粒基体间的电位差引起的。因此,凡是能降低这种电位差的措施,都能提高合金将晶间腐蚀的能力,向铝合金添加一定量的铁与镍可形成氢超电压较低的阴极相Al3Fe、Al3Ni、Al9FeNi等,提高抗晶体腐蚀的能力,这就是中、高温堆用铝材都含有铁与镍的缘故;向A-Mg-Si系合金中添加少量铜,也能提高合金抗晶间腐蚀能力。

合金晶粒越细,抗晶间腐蚀能力也越强。热处理工艺也对合金晶间腐蚀有明显影响。高温退火往往使呈阴极的第二相沿晶界沉淀与使晶粒长大,增大合金晶间腐蚀敏感性。

微量元素对堆用铝合金性能的影响

众所周知,晶粒越细,组织越均匀,抗腐蚀性也越高,所以往往向铝合金中添加微量晶粒细化剂,但是对堆用铝合金应考虑微量元素的热中子吸收截面。例如天然硼的热中子吸收截面55X10-24cm2,而B10的竟高达 3800x10-24cm2,所以硼及其合金是很好的屏蔽材料与控制材料,但对非屏蔽材料来说,却是一个有害的元素,例如作为堆用材料的8001合金的含硼量应≤0.001%。锆的热中子吸收截面相当小,只有0.18X10-24cm2,Ti的为5.6x10-24cm2,可作为堆用材料的微量添加元素。

堆用铝合金

反应堆铝材有两种,温度≤130℃的低温堆用元件包壳及结构材料,主要用的是工业纯铝与Al-Mg-Si系合金,使用温度≤400℃的中温堆用材料主要是8001合金,它是一种非常用的Al-Mg-Ni系合金,是1999年在美国铝业协会注册的美国合金,其成分(质量%):0.17Si,(0.45~0.7)Fe,0.15Cu,(0.9~1.3)Ni,0.05Zn,0.001B,0.008Li,0.003Cd,0.001Co,其他杂质单个0.05、合计0.15,其余为Al;还可以用Al-Si-Ni系合金。在美国还广泛采用1100合金作包壳材料,它的成分(质量%):(0.05~0.20)Cu,0.05Mn,0.10Zn,0.95(Fe+Si),其他杂质单个0.05、合计0.15,Al≥99.00。

在工作温度≤400℃的中温堆中,我国用含7%Si及0.65%Ni的合金作包壳材料,它的热中心吸收截面小,对中、高温水有高的抗蚀性,有相当高的室温及高温力学性能,加工性能好,用作管元件及板元件的包壳材料。

国外有采用(9%~12%)Si、(1%~1.5%)Ni的合金与11%Si、1.0%Ni、0.5%Fe、0.8%Mg、0.1%Ti的Al-Mg-Ni合金作元件包壳材料的,它们在高温水中有良好的抗腐蚀性能,后一个合金在260℃~300℃水中的耐腐蚀性能比8001合金的还高。

此外,在某些特殊情况下,如果作为屏蔽材料的混凝土的质量与体积不能满足要求或不便使用时,则除水以外。还可用一种名为波拉尔(Boral)的铝板作为屏蔽材料,它是一种含有碳化硼的铝合金,热轧Boral板时,在其表面包覆一层1100工艺纯铝。Boral一词就是2(boron)和铝(alminium)的复合词。

1965年,现名东北轻合金有限责任公司的二期建设项目工艺管车间交付生产,开创了我国可生产核工业铝材的先河,至1983年共生产53306根(352t)反应堆工艺管。工艺管是用挤压管坯冷轧的,外径43mm,内径41mm,管的内外都经过阳极氧化处理。

热核聚变反应堆铝材唱主角

核聚变反应堆是将氘(D)和氚(T)产生的高温等离子体封闭起来,进行核聚变反应,形成较重的氕的过程,正好与前面介绍的核裂变反应堆相反。核聚变反应堆应该用感应放射能衰减快的、停堆后短时间人可以接近的、残留放射能少的材料制成,铝材正是这样一种较为理想的材料。美国从1997年起斥资235亿美元建造的“人造太阳”的美国国家点火装置(NIF)的130t重目标靶室就是用厚达250mm的铝合金5083板制造的。2010年11月2日,进行了首次点火实验,用192束激光束一齐瞄准一颗只用花生粒大小却含有氘和氚气体的小球体,它们立马发生聚变,释放出1.3MJ能量,其核心最高温度600万°F,为人类利用清洁的绿色聚变核能打开了新大门。

现在,除美国外,我国和俄罗斯也在大力开发核聚变反应堆。建造聚变用的材料除要求感应放射能小外,在120℃时还应有相当高的强度;由于磁场大,会产生涡流,铝合金的电阻应大;还应有良好的成形加工性能、真空性能与导热性。

残余感应放射能低的材料是C、Sic、纯铝,但C、Sic的成形性能低,加工大的结构困难,所以现在日本的R计划、国际原子能机构的INTOR和美国的STARFIRE核聚变反应堆都把铝合金作为开发的首选材料。

在元素周期表中,对14.1MeV中子引起的感应放射能低的元素只有Li、Be、C、Mg、AI、Si、V、Pb、Bi等。因此,热核聚变反应堆铝合金的研发对象无疑是以高纯铝为基的Al-Mg-Si系、Al-Mg系、Al-Si系、Al-V系、Al-V-Si系、Al-Mg-V系、Al-Mg-Li系及烧结铝合金(SAP)。对这类材料应严格控制铝合金的常用合金化元素Fe、Cu、Cr等的含量。

目前,我国已成为全世界核电站建设与核电技术的引领者,中核集团正在开展华龙一号、玲珑一号等有完全自主知识产权的多种先进反应堆建设。中核集团在役核电机组18台,在建的8台,年度发电量已破千亿kWh,负荷因子、能力因子等运行指标已连续5年稳居世界先进水平。

中核集团自主研发的“燕龙”泳池式低温供热堆,可为北方城市提供安全经济、绿色环保的供暖系统,一座400MW的“燕龙”低温供热堆,供暖建设面积可达约20000km2,相当于20万户三居室,可为东北地区供暖,为打赢蓝天保卫战作出大贡献。

和水电一样,核电建设成本很高,建设周期也很长,但是运营成本甚低,绿色、环保、高效、低运营成本的核电定是我国能源重点发展方向之一。不过,现在核电在我国建设占的比例还很低,仅有2%多一点,即使到2030年可能也不会超过4%,比风电和光伏的还少,还没有发挥出太大的作用,但前景十分广阔。

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