趙強(qiáng) 黃美 李向賓

摘 要：核電廠結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)是核工程專業(yè)的一門必修課程。如何在有限的教學(xué)時(shí)間內(nèi)增加學(xué)生對(duì)學(xué)習(xí)本課程的興趣，提高本課程的教學(xué)質(zhì)量成為了一個(gè)重要問(wèn)題。文章簡(jiǎn)要介紹了案例教學(xué)法在我院核電廠結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)課程中的應(yīng)用，重點(diǎn)討論了核燃料包殼教學(xué)。

關(guān)鍵詞：案例教學(xué)法;核工程專業(yè);專業(yè)課程教學(xué)

一、案例介紹

在2011年3月11日發(fā)生的東日本大地震中，位于日本西部福島縣大熊町的福島第一核電站被海嘯造成的十余米巨浪正面襲擊。洶涌而至的洪水越過(guò)防波堤后，沖毀了福島核電站的電力設(shè)備，一同毀壞了作為安全備份電源的蓄電池組與備用柴油發(fā)電機(jī)組。失去電力的核電站無(wú)法啟動(dòng)反應(yīng)堆中的循環(huán)水冷卻系統(tǒng)，冷卻水位急劇下降3米，使得燃料棒裸露于冷卻水面外。由于在數(shù)日的多次搶救過(guò)程中仍然無(wú)法冷卻堆芯燃料棒，包附在燃料棒外的鋯合金高溫與水反應(yīng)，造成了氫氣爆炸，使得大量放射性物質(zhì)隨著氣體外泄。出乎大家意料的是，這竟然會(huì)釀成一次IAEA最高級(jí)別（7級(jí)）核事故。

二、教學(xué)目標(biāo)

本案例為學(xué)生提供了一次學(xué)習(xí)機(jī)會(huì)，了解鋯合金的性質(zhì)以及其設(shè)計(jì)思路。本案例不僅現(xiàn)出教科書上所描述的鋯合金的性質(zhì)，而且也給學(xué)生提供了一個(gè)大概的思路：如何設(shè)計(jì)一種新鋯合金。使用本案例所希望達(dá)到下四個(gè)教學(xué)目標(biāo)：

（1）讓學(xué)生了解包殼材料為什么選擇為鋯合金;

（2）讓學(xué)生認(rèn)識(shí)鋯合金的相關(guān)性質(zhì);

（3）讓學(xué)生分析新鋯合金設(shè)計(jì)中的困難和挑戰(zhàn);

（4）讓學(xué)生學(xué)習(xí)新鋯合金設(shè)計(jì)的主要思路和方向。

三、討論的問(wèn)題

1.成為包殼材料的必要條件和關(guān)鍵因素有哪些？

2.其他類型包殼材料的主要問(wèn)題有哪些？

3.對(duì)于鋯合金，相對(duì)于其他包殼材料有哪些優(yōu)勢(shì)？

4.能否通過(guò)對(duì)鋯合金創(chuàng)新設(shè)計(jì)而避免類似的福島氫氣爆炸？

四、對(duì)討論問(wèn)題的關(guān)鍵點(diǎn)回答

（一）成為包殼材料的必要條件和關(guān)鍵因素有哪些？

包殼材料工作在高溫高壓環(huán)境中;暴露于快中子輻照?qǐng)鱿?一邊是高溫的燃料芯塊，一邊是冷卻劑;在它的壽期內(nèi)承受不斷增加的應(yīng)力，一方面來(lái)自外部冷卻劑的壓力及熱應(yīng)力，另一方面來(lái)自內(nèi)部的燃料腫脹、裂變氣體釋放造成的內(nèi)應(yīng)力和芯塊與包殼相互作用產(chǎn)生的機(jī)械應(yīng)力等。這些嚴(yán)酷環(huán)境對(duì)包殼材料的要求非常高。因此，包殼材料應(yīng)該具有以下幾個(gè)特點(diǎn)：

1.具有小的中子吸收截面。

2.具有良好的抗輻照損傷能力，并且在快中子輻照下不要產(chǎn)生強(qiáng)的長(zhǎng)壽命核素。

3.具有良好的抗腐蝕性能，與燃料及冷卻劑相容性好。

4.具有好的強(qiáng)度、塑性及蠕變性能。

5.好的導(dǎo)熱性能及低的線膨脹系數(shù)。

6.易于加工，焊接性能好。

7.材料容易獲得，成本低。

綜合以上因素，鋯合金是一個(gè)較為優(yōu)良的燃料包殼材料，并且已經(jīng)在核反應(yīng)堆中服役40多年，在未來(lái)的較長(zhǎng)一段時(shí)間內(nèi)鋯合金仍將是主要的壓水堆堆芯包殼材料。

（二）目前除鋯合金以外的包殼材料的主要問(wèn)題有哪些

鋁是最先被考慮用作反應(yīng)堆包殼的，這并不是說(shuō)它特別適合反應(yīng)堆，相反的，它的中子吸收截面和強(qiáng)度都不如鎂和鋯，但是，鋁具有相對(duì)最成熟的工業(yè)基礎(chǔ)，易于加工生產(chǎn)，且有一定的強(qiáng)度，好的導(dǎo)熱性能和在373K以下較好的抗腐蝕性能。

鎂的中子吸收截面是鋁的1/4，對(duì)中子的經(jīng)濟(jì)性來(lái)說(shuō)是很理想的材料，但鎂在高溫下會(huì)與二氧化碳起作用而被氧化。在冶金及生產(chǎn)上的問(wèn)題則集中在防火、抗氧化和增加蠕變強(qiáng)度上。因此使用受到限制。

（三）對(duì)于鋯合金，相對(duì)于其他包殼材料有哪些優(yōu)勢(shì)

鋯在高溫下強(qiáng)度高，延性好，中子吸收截面小，在高溫水中抗腐蝕性能好，有較高的導(dǎo)熱性和較好的加工性能，與二氧化鈾芯塊有較好的相容性。因此，鋯被廣泛地用于反應(yīng)堆作包殼材料。

雖然高純鋯具有良好的耐腐蝕性，而工業(yè)純鋯在高溫水和蒸汽中易受N、C、Ni、Al、Si、V、O等雜質(zhì)的影響，使其耐腐蝕性變差或不穩(wěn)定。試驗(yàn)表明，鋯中加Sn或Nb，并配合少量Fe，Cr，Ni能提高高溫耐腐蝕性，降低中子吸收截面等。由于鋯中加入錫或鈮，鋯合金被分為鋯錫合金和鋯鈮合金。

加入2.5%Sn的Zr-1合金強(qiáng)化效果最好，但其抗高溫水以及抗蒸汽腐蝕性差。在其基礎(chǔ)上發(fā)展了Zr-2合金，即合金錫量降低為1.5%，減少Sn對(duì)腐蝕的危害。由于Zr-2合金有較好的耐腐蝕性，自1967年以來(lái)一直被用作沸水堆燃料包殼材料。

雖然Zr-2合金有著這些優(yōu)點(diǎn)，但也存在一個(gè)很嚴(yán)重的缺點(diǎn)——高溫下容易吸氫。吸氫會(huì)使其脆化。

鈮的優(yōu)點(diǎn)是熱中子截面小，可消除碳，鋁，鈦等雜質(zhì)對(duì)耐蝕性的危害，減少吸氫量。Zr-1Nb合金主要是俄國(guó)用作壓水堆元件包殼材料。Zr-1Nb合金含1%Nb，強(qiáng)度與塑性和Zr-2基本相似，但吸氫比Zr-2合金小，耐蝕性不如Zr-2。Zr-2.5Nb合金強(qiáng)度比較高，相變強(qiáng)化和時(shí)效強(qiáng)化比較好，多用于壓力管材。它的耐蝕性不如鋯錫合金，但吸氫率低，輻照腐蝕不敏感，耐高溫蒸汽腐蝕。

作為一個(gè)燃料包殼的材料，其使用壽命越久越好。腐蝕，織構(gòu)，吸氫和應(yīng)力腐蝕以及芯塊與包殼的相互作用等對(duì)鋯合金的力學(xué)性能危害較大，它們是限制鋯合金使用壽命的重要因素。

（四）能否通過(guò)對(duì)鋯合金創(chuàng)新設(shè)計(jì)而避免類似的福島氫氣爆炸

對(duì)于一個(gè)新鋯合金有如下幾個(gè)要求：

1.提高熱蠕變強(qiáng)度及輻照蠕變強(qiáng)度。

2.提高抗腐蝕能力。

3.提高抗輻照生長(zhǎng)能力。

4.減少吸氫量。

鋯合金的研究和開發(fā)與水冷反應(yīng)堆的發(fā)展密切相關(guān)。隨著核反應(yīng)堆技術(shù)的發(fā)展，傳統(tǒng)的Zr-Sn合金已不能滿足高燃耗組件的要求，研究和開發(fā)新型高性能鋯合金變得十分活躍。其研究方向是：一方面對(duì)傳統(tǒng)鋯合金（Zr-2，Zr-4）進(jìn)行成分調(diào)整;另一方面是開發(fā)性能更好的新型鋯合金，同時(shí)改進(jìn)加工工藝以提高性能。主要核國(guó)家競(jìng)相推出自己的新鋯合金和高燃耗組件，并以此作為顯示各自核反應(yīng)堆發(fā)展水平的標(biāo)志。20世紀(jì)50年代初，美國(guó)根據(jù)其需要相繼研究了Zr-1、Zr-2、Zr-3和Zr-4。Zr-2合金自1955年首次服役于美國(guó)第一艘核潛艇虹魚號(hào)，經(jīng)過(guò)20多年的考核證明其作為包殼材料和壓力管材料運(yùn)行是可靠的。隨著反應(yīng)堆技術(shù)的發(fā)展，研制出無(wú)鎳Zr-2以減少運(yùn)行過(guò)程中的氫化，進(jìn)而發(fā)展成Zr-4合金。Zr-4合金被用作壓水堆、重水堆和石墨水冷堆的燃料元件包殼材料，其運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)是相當(dāng)成熟的。前蘇聯(lián)則系統(tǒng)地研究了Zr-Nb系合金，1959年下水的原子能破冰船用Zr-1Nb合金作燃料包殼材料。Zr-2.5Nb是在Zr-1Nb的基礎(chǔ)上發(fā)展起來(lái)的，用作重水堆的壓力管材料，這兩種合金也有長(zhǎng)期的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。在改善傳統(tǒng)鋯-錫合金抗水側(cè)腐蝕性能特別是抗高溫蒸汽腐蝕性能研究方面，最為突出的研究成果是推出低錫Zr-4合金。改進(jìn)Zr-4合金是將常規(guī)Zr-4合金的標(biāo)準(zhǔn)錫含量控制在下限，鐵和鉻含量控制到上限，同時(shí)控制Fe+Cr總量和Fe/Cr比。優(yōu)化Zr-4合金是在此基礎(chǔ)上將氧、碳、硅列入合金元素對(duì)其含量進(jìn)行嚴(yán)格控制。對(duì)于Zr-2合金也有類似的研究結(jié)果，Sn含量控制在1.2%～1.5%，同時(shí)取高Fe或高Fe，Ni。改進(jìn)Zr-4合金的抗腐蝕性能有顯著提高。改進(jìn)或優(yōu)化Zr-4，由于沒(méi)有超出Zr-4合金的標(biāo)準(zhǔn)成份范圍，只進(jìn)行了成分調(diào)整和嚴(yán)格限制，另一方面變化了加工工藝路線和改進(jìn)了工藝技術(shù)，使性能得到顯著提高，因而被迅速用于核工程，改進(jìn)Zr-4被看作核用鋯合金的第2代先進(jìn)材料。各國(guó)探索性能優(yōu)于Zr-2和Zr-4的新型鋯合金研究一直沒(méi)有停止，進(jìn)入20世紀(jì)80年代發(fā)展得更為活躍。新合金的研究被看作是發(fā)展水堆用第3代鋯合金新材料。

20世紀(jì)90年代以來(lái)，為了追求更高的壓水堆燃料元件的性能，增加燃耗。各國(guó)都開發(fā)研制了新型的鋯合金。鋯合金的耐蝕是合金設(shè)計(jì)的主要依據(jù)，但需要指出，鋯-錫合金的研究表明，用于核反應(yīng)堆的鋯合金性能，如腐蝕、吸氫和力學(xué)性能等性能規(guī)范和許多參數(shù)，如材料特征、材料加工工藝參數(shù)以及反應(yīng)堆運(yùn)行參數(shù)有著復(fù)雜的關(guān)聯(lián)。新鋯合金打破了鋯-錫，鋯-鈮合金的界限，采用新的思維，互相融合。在原來(lái)鋯合金的基礎(chǔ)上取得了突破。目前，世界各國(guó)對(duì)新鋯合金的探索已經(jīng)有了不錯(cuò)的進(jìn)展。我國(guó)開發(fā)了N18，N36，NZ2，NZ8等合金;法國(guó)開發(fā)了M4，M5合金;美國(guó)開發(fā)了ZIRLO合金;俄羅斯開發(fā)了E635合金;日本開發(fā)了NDA合金，韓國(guó)開發(fā)了HANA合金等。

五、結(jié)語(yǔ)

本文簡(jiǎn)單介紹了案例教學(xué)法在核燃料包殼教學(xué)中的應(yīng)用。通過(guò)在課程中引入日本福島核事故，突出了本教學(xué)內(nèi)容在工程實(shí)踐中的重要作用。教學(xué)過(guò)程中通過(guò)對(duì)幾個(gè)關(guān)鍵問(wèn)題的討論使學(xué)生對(duì)本課程的學(xué)習(xí)產(chǎn)生興趣，提高了教學(xué)效果。本教學(xué)案例也可以其他工科類課程的教學(xué)提供借鑒。

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基金項(xiàng)目：華北電力大學(xué)2019 年“雙一流”研究生培養(yǎng)建設(shè)項(xiàng)目。

作者簡(jiǎn)介：趙強(qiáng)（1982.03- ），男，漢族，山東滕州人，講師，博士，研究方向：核材料輻照效應(yīng)。