, 吴莘馨清华大学 核能与新能源技术研究院, 先进核能技术协同创新中心, 先进反应堆工程与安全教育部重点实验室, 北京 100084
收稿日期：2021-01-31
基金项目：中国工程院咨询项目（2016-ZD-06）；国家科技重大专项资助项目（ZX069）
作者简介：史力(1979-), 男, 副研究员
通讯作者：孙立斌, 教授, E-mail: slb@mail.tsinghua.edu.cn
摘要：在我国核电技术自主化发展过程中，堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题。对于高温气冷堆（high temperature gas-cooled reactor，HTGR），这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等。受国内材料研发和制造水平所限，高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料。该文针对我国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究，研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等，提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术，并给出技术发展规划和建议。
关键词：高温气冷堆(HTGR)关键材料核燃料高温金属核石墨制氢相关材料
Development strategy of key materials technology for the high temperature gas-cooled reactor
SHI Li, ZHAO Jiaqing, LIU Bing, LI Xiaowei, LUO Xiaowei, ZHANG Zhengming, ZHANG Ping, SUN Libin
, WU XinxinKey Laboratory of Advanced Reactor Engineering and Safety of Ministry of Education, Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology, Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China
Abstract: The development of nuclear power systems in China requires that key materials for the reactor core and the main components be produced domestically. The key materials investigated in this study included the nuclear fuel, high temperature metals, nuclear graphite, pressure vessel materials, and high temperature gas-cooled reactor (HTGR) hydrogen production related materials. However, current domestic research and development and manufacturing capabilities require that some key HTGR materials still be purchased from abroad. Thus, China has sought to develop domestically produced key HTGR materials and technologies. This study analyzed the fundamental roles of various aspects of some key materials on the development of HTGR systems, including the content and scope, industry manufacturing chain, and characterization and application of key materials. The results indicate that research systems should be developed to support engineering development and industrial manufacturing of these key materials to support HTGR development. Future development schedules and suggestions are provided.
Key words: high temperature gas-cooled reactor (HTGR)key materialsnuclear fuelhigh temperature metalnuclear graphitematerials related to hydrogen production
高温气冷堆(HTGR)和超高温气冷堆(HTGR/VHTGR)是最具发展潜力的先进堆型之一，被国际核能界列为第四代核能系统重点研发的6种堆型之一。
高温气冷堆的突出特点是采用耐高温的陶瓷型包覆颗粒燃料元件。包覆颗粒燃料的核芯是直径约为500 μm的二氧化铀燃料颗粒，核芯外围是多层包覆层。目前, 国际上比较先进的技术是四层包覆技术，称之为TRISO(tristructural-isotropic)包覆燃料颗粒。多层包覆构成了非常可靠的小压力壳，将裂变产物阻留在燃料颗粒内。包覆颗粒均匀弥散在石墨基体中构成燃料元件。燃料元件石墨基体材料起到结构支撑作用，同时作为反应堆慢化剂。目前，高温堆典型的燃料元件有球形和柱状等方式。我国自主研发的高温气冷堆技术属于球床模块式高温气冷堆，采用的是球形燃料元件技术，燃料元件外径有网球大小(约6 cm)，其中包含1万多个包覆燃料颗粒。这些球形燃料元件在反应堆堆芯内随机堆积，形成可流动的球床堆芯。球床堆芯被底、侧和顶反射层形成的堆芯腔所包容，反射层结构材料也是石墨。球床所需的燃料元件数与功率有关，以国家科技重大专项高温气冷堆示范电站(HTR-PM)为例，一个反应堆模块中将装载42万个球形燃料元件。
上述包覆颗粒燃料技术及模块式设计思想，形成了以小型化和固有安全为特征的模块式高温气冷堆，具有良好的安全特性，在发生事故工况下燃料最高温度不会超过1 620℃的温度限值。这是由于：反应堆堆芯具有良好的温度负反馈特性；堆芯热容量大；燃料元件石墨基体的导热性良好，石墨反射层热容大；采用热传导、自然对流、辐射等方式可实现余热非能动载出，无需外界动力。
高温气冷堆的另外一个特点是采用高压氦气作为冷却剂，出口温度高。HTR-PM反应堆一回路系统正常运行压力为7 MPa，反应堆进、出口氦气温度分别为250℃和750℃。出口750℃氦气流经直流蒸发器加热二次侧的水，产生13.9 MPa、570℃的蒸汽，热效率超过40%。未来堆芯的出口温度将提升到950~1 000℃，可以采用氦气直接透平发电并提供高温工艺热应用。高温气冷堆工艺热具有广泛的应用领域，利用氦气载出的高温热制氢，也是高温气冷堆未来的重点发展方向。
我国自主研发的模块式高温气冷堆核电站，经“八六三”高技术计划资助研发建设的HTR-10试验堆，2006年列入国家中长期科技发展规划重大专项，由华能集团、中核建设集团和清华大学合作在山东荣成建设石岛湾高温气冷堆示范电站。示范电站由2个核蒸汽供应模块组成，每个模块的热功率为250 MW，共同向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽，发电功率为200 MW。HTR-PM于2012年底动工建造，预计将于2021年建成并网发电。目前清华大学核能与新能源技术研究院(简称“核研院”)以石岛湾高温气冷堆示范电站为基础，正在研发发电功率为600 MW的模块式高温气冷堆核电机组的设计方案。该方案计划由6个250 MW热功率反应堆-蒸汽发生器模块组成，向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽。初步可行性研究结果表明，600 MW模块式高温气冷堆的发电成本具有经济竞争力。
为了适应我国高温气冷堆技术未来的发展，需要进行相关材料技术发展战略的研究，主要包括：核燃料、高温金属、核石墨、压力容器、高温气冷堆制氢等相关材料。
1 高温气冷堆关键材料技术发展战略1.1 高温气冷堆核燃料材料技术发展战略1.1.1 高温气冷堆燃料元件技术设计特点高温气冷堆包覆燃料颗粒的核芯一般是用溶胶-凝胶法制成的直径约为500 μm的微球，其组分可以是铀的氧化物或碳化物，也可以是铀和钍，或者铀和钚的氧化物或碳化物。包覆层是在高温下通过化学气相沉积制得的，其各层厚度约为几十微米。整个包覆颗粒燃料的直径约1 mm。
在过去40多年里，国际上研究和发展了许多种包覆层设计，但真正在高温气冷堆中得到广泛应用的是TRISO颗粒。TRISO颗粒燃料中心是裂变金属氧化物组成的陶瓷微颗粒，外有4层包覆层，第1层是疏松热解炭层，主要作用是为气态裂变产物提供储贮存空间，吸收核芯因辐照引起的肿胀，防止裂变反冲核对内致密热解炭层的损伤；第2层是内致密各向同性热解炭层，其作用是防止或延缓贵金属裂变产物对SiC层的腐蚀，并承受部分内压和作为SiC的沉积基面；第3层是SiC层，是承受内压及阻挡气态和固态裂变产物的关键层；第4层是外致密各向同性热解炭层，主要作用是保护SiC层免受机械损伤，阻挡气态裂变产物的释放。SiC层是最主要的一层，能阻挡气体和固体裂变产物(铯、锶、钡等)的释放。高温气冷堆建成和发展跟SiC颗粒燃料的研制成功和发展成熟密切相关。大量的辐照试验和堆内运行结果表明，完整的SiC层几乎能阻挡所有裂变产物的释放[1-3]。
1.1.2 高温气冷堆燃料元件技术国内外发展现状在20世纪末掌握了SiC颗粒燃料技术的国家包括：德国、日本、中国。进入21世纪后，南非在德国的帮助下，法国和韩国在借鉴德国经验的基础上，都研制成功了SiC颗粒燃料，实验室规模制备了辐照样品。美国也在借鉴德国经验的基础上，研制成功了UCO核芯的SiC颗粒燃料，小型生产规模制备了辐照样品。
高温气冷堆燃料元件在我国的研究工作始于20世纪70年代初期。“七五”期间高温气冷堆被列入“八六三”高技术计划后，燃料元件作为关键技术进行研究，在HTR-10建设中，清华大学核研院建成了年产2万个球形燃料元件的生产线，成功地为HTR-10生产了2万多个球形燃料元件，使我国继德国之后成为世界上第2个能生产高温气冷堆球形燃料元件的国家。为了配合HTR-PM建设，在清华大学核研院建成了年产10万个球形燃料元件的原型生产线。生产的燃料元件于2014年12月30日在荷兰高通量试验堆上完成了堆内辐照试验，辐照的5个燃料球的近60 000个包覆燃料颗粒中，没有一个燃料颗粒因制造缺陷及辐照而发生破损，是世界上高温堆燃料元件辐照结果的最好水平[4-5]。
在此基础上，采用清华大学核研院具有完全自主知识产权的高温气冷堆球形燃料元件生产技术，在中核北方核燃料元件有限公司建立了年产30万个球形燃料元件的世界上规模最大的高温气冷堆球形燃料元件生产厂，生产线现已投产，能满足年发电200 MW的高温堆示范工程的运行要求。
1.1.3 我国高温气冷堆燃料元件技术发展战略高温堆燃料元件工艺和材料技术的发展应从如下几个方向考虑：
1) 在高温气冷堆的产业化中，降低燃料元件的制造成本，实现燃料元件的大规模生产将是高温气冷堆商业化的瓶颈问题，需要优先和尽快解决的是优化生产工艺，实现生产设备的连续化、自动化和规模化，降低燃料元件的制造成本。
2) 针对超高温气冷堆的发展需求，必须寻找具有更加优异性能的可以作为包覆燃料颗粒阻挡层的材料。未来超高温气冷堆氦气出口的温度要提高到1 050℃，在正常运行和事故工况下燃料元件的最高温度会达到1 300℃，甚至1 800℃。更优异的包覆层材料必须满足3个基本要求：高温下的强度和硬度高，热中子吸收截面小，耐辐照性能好。ZrC是一种可能的方向，日本、美国、法国等已经开展了研究。清华大学核研院也开展了ZrC涂层的研究，并对其性能进行了相应的研究[6-7]。目前，还需进一步提高ZrC涂层的质量, 对ZrC涂层的辐照性能进行深入的研究。
3) 鉴于SiC颗粒燃料技术在安全性方面的突出优势，在其他堆型包括轻水堆、熔盐堆、气冷快堆中的应用已受到国内外大量关注[8-11]。SiC颗粒燃料性能满足上述反应堆的要求，用于其他堆的主要技术问题是解决与其他材料相结合，所用结构材料要与堆内介质有很好的相容性。
1.1.4 中国高温气冷堆燃料元件生产链建设我国高温气冷堆燃料元件生产链的建设，充分体现了科研成果转化的过程。从20世纪70年代清华大学核研院开始研究和发展高温气冷堆燃料元件，最终在中核北方核燃料公司建成了年产30万个球形燃料元件的生产线，我国成为世界上唯一能大规模生产高温气冷堆球形燃料元件的国家。中核北方核燃料元件有限公司和清华大学核研院共同开展了燃料元件厂的设计、建造、设备安装、调试和运行，双方一起积累了高温气冷堆燃料元件的建设和生产经验。这个过程中产学研成果转化的经验应认真总结，应该从机制上进一步建立研究单位和生产单位的工作关系，明确产权关系，以充分发挥两者的优势。
国内还有一些大型企业，对高温气冷堆及其燃料元件很有兴趣，渴望加入到高温气冷堆燃料元件生产链建设中，这对高温气冷堆扩大规模的需求，降低造价等是有利的，在今后高温气冷堆燃料元件生产链建设中应该适当考虑。
根据高温堆核燃料技术的发展情况，建议其发展规划如表 1所示。
表 1 高温堆核燃料技术发展规划
| 时间 | 主要研发任务 |
| 2016—2020年 | 1) 中等规模的燃料元件厂(年产含20 t铀的球形燃料元件)关键设备研发，目标是设备的连续化、自动化和规模化，降低燃料元件的造价； 2) SiC燃料颗粒在其他堆上的应用研究； 3) 示范堆燃料元件的辐照后性能研究。 |
| 2021—2025年 | 1) 中等规模的燃料元件厂(年产含20 t铀的球形燃料元件)建设，2~3年内建成； 2) 商业化燃料元件(年产含200 t铀的球形燃料元件)的设计优化； 3) 商业化燃料元件厂(年产含200 t铀的球形燃料元件)关键设备研发，目标是燃料元件的造价和轻水堆燃料元件相当； 4) 超高温气冷堆燃料元件研发，重点是UCO核芯和替代SiC包覆层的ZrC涂层研究。 |
| 2026—2030年 | 1) 继续商业化燃料元件厂(年产含200 t铀的球形燃料元件)关键设备研发； 2) 商业化燃料元件厂(年产含200 t铀的球形燃料元件)燃料元件的辐照试验； 3) 商业化燃料元件厂(年产含200 t铀的球形燃料元件)的设计； 4) 超高温气冷堆燃料元件ZrC颗粒燃料的实验室规模生产； 5) 超高温气冷堆燃料元件ZrC颗粒燃料辐照试验。 |
表选项
1.2 高温金属结构材料技术发展战略高温金属结构材料是超高温堆技术发展的瓶颈之一。目前高温气冷堆堆芯氦气出口温度为750℃，未来超高温气冷堆将提高到950~1 000℃，相应的压力容器、蒸汽发生器、金属堆芯支承结构、氦-氦中间换热器等结构材料均需满足相应高温下的机械性能与环境相容性要求，并且要具有良好的焊接、塑性加工、机械加工等性能。当工作温度较高时，金属材料会出现蠕变行为，使材料强度显著降低。现有金属材料一般在温度高于600℃后长时强度的下降更为显著，限制了超高温气冷堆材料的选择。镍基耐热耐蚀合金(Inconel 6625、Inconel 6617等)和哈氏合金(Hasteloy和Hayness)作为超高温气冷堆首选的高温金属结构材料，其国产化和自主化对于高温堆的未来发展，以及高温堆进军国际市场意义重大[12-13]。
1.2.1 高温金属结构材料技术国内外发展现状国际上的耐热钢和耐热耐腐蚀合金已经有了半个多世纪的研发历史，当前的发达国家都已建立了自己的标准体系。就目前的实际情况而言，核级耐热耐腐蚀材料的发展已经不能适应核电技术发展的需要，纳入美国ASME规范BPVC-Ⅲ-1-NH篇(以下简称“NH篇”)只有6种材料[14]。对于核安全2级和3级的高温部件，目前的标准还只是ASME BPVC-Ⅲ-1的规范案例(Case N-253-13，以下简称“案例”)，尚未形成正式的规范，其中可选用的高温结构材料限制较多，且数据也不全。
几十年来，中国在耐热钢和耐热耐腐蚀合金研发方面也取得了很大成绩，为我国核电建设作出了重要贡献。但与发达国家相比，差距仍然较大，主要表现在材料的性能数据不全，产品质量稳定性较低，缺乏与之相配套焊材。
1.2.2 高温金属结构材料技术发展战略正在建造中的我国自主研发的200 MW HTR-PM使用了大量国产高温合金，主要是T22、Incoloy 800H、Inconel 6625和Inconel 718(螺栓材料)等合金材料。600 MW的模块式高温气冷堆核电站已完成初步设计，未来还要建造超高温气冷堆，高温材料的需求量将成倍增加，并且需要性能更好的耐高温合金。
高温气冷堆高温金属结构材料技术的发展是一项长远而艰巨的复杂系统工程，需要在国家政策的统筹安排下，集合工程设计、材料使用、材料研发、材料生产、材料性能测试、设备制造等各方力量，确定高温气冷堆高温金属结构材料的技术发展总体规划，循序渐进地完成材料技术研发计划，实现我国高温气冷堆高温金属结构材料的国产化和自主化。
高温气冷堆高温金属结构材料研发规划：
1) 高温金属结构材料技术体系。
参考美国ASME BPVC-Ⅱ卷的技术体系，建立高温气冷堆的结构材料技术体系，以方便材料研制、部件设计、设备的加工与制造、检测与试验等的进行以及彼此之间的相互衔接。
2) 高温金属结构材料性能目标[15]。
针对高温气冷堆材料，应满足的主要条件有:
a) 材料与周围介质(氦气、氮气、水及水蒸汽、石墨粉尘)的相容性研究；
b) 高温材料的制造工艺与高温长时性能的研究；
c) 材料低中子剂量、大温度范围的辐照脆化性能的研究；
d) 材料的加工与焊接性能研究等。
3) 高温金属结构材料技术研发。
高温气冷堆用高温金属结构材料技术研发阶段主要包括：材料的筛选阶段、已有材料改进及新材料研制阶段、材料性能的测试评估与辐照考验实施阶段，各个阶段主要完成如下工作：
a) 材料的筛选阶段: 该阶段需完成可供筛选的核级高温合金的调研工作，并最终确定需要研制的母材及焊材种类和研制与生产单位；
b) 国内已批量生产的材料的改进及新材料研制阶段；
c) 材料性能的测试评估与辐照考验实施阶段：按美国ASME BPVC-Ⅱ规范或国家监管部门认可的规范进行材料的性能测试，进行中子辐照注量不超过5×1018 n/cm2、辐照的温度范围为50~ 500℃。
高温气冷堆高温金属结构材料制造技术主要由材料生产单位负责，并制定出详细的产品标准，制定冶炼前的配料，详细工艺流程、生产计划、性能测试进度以及产品验收标准、验收计划，最终完成“产品工业制造技术总报告”。从长远发展来看，在批量生产后，生产单位还应有计划地进行大量的产品开发工作，研究国际上同类产品的技术发展情况，根据使用反馈改进现有产品，不断进行技术总结与积累，如新产品研发经验，提高研发能力，壮大研发队伍，提高国际竞争力。
根据高温堆高温金属结构材料技术的发展情况，建议其发展规划如表 2所示。
表 2 高温堆高温金属结构材料技术发展规划
| 时间 | 主要研发任务 |
| 2016—2020年 | 1) 高温气冷堆用高温金属材料调研; 2) 国内已批量生产的高温金属材料的改进; 3) 新型高温金属材料的研制。 |
| 2021—2025年 | 1) 改进高温金属材料的长期高温参数测试工作; 2) 新型高温金属材料长期高温性能的测试工作; 3) 材料的中子辐照脆化测试评估; 4) 改进高温金属材料的制造技术研发; 5) 新型高温金属材料制造技术研发。 |
| 2026—2030年 | 1) 将高温气冷堆用高温金属材料编入我国的核级材料规范; 2) 高温气冷堆用高温金属材料制造技术定型并形成国际竞争力。 |
表选项
建设完善的性能材料数据库工作量十分庞大，很难由一个单位或者企业独立完成，为了避免重复投入浪费资源，需要从国家层次上进行统筹安排，保证长期规划、信息共享和稳定的资金投入等。
1.3 高温气冷堆用石墨材料的国产化高温气冷堆采用石墨作为中子反射层及屏蔽、结构材料。石墨反射层构成近似圆筒结构以形成球床堆芯腔，同时也形成氦冷却剂在堆芯内的冷却流道。石墨反射层的运行环境十分复杂，要考虑温度、辐照和地震等各种荷载，需根据材料特性进行设计，特别是强度分布规律和快中子辐照引起的性能变化。在辐照初期，石墨尺寸会发生最多百分之几数量级的收缩。随着中子注量的增加，尺寸恢复达到原点并快速膨胀。在上述辐照过程中，石墨材料的其他性能参数，如导热系数、抗压和抗拉强度、弹性模量和蠕变性能等也会发生显著变化，这些辐照性能还与运行温度有很强的相关性。一般而言，各向同性的石墨在快中子辐照条件下更容易保持结构完整性，较适合用作高温气冷堆的堆芯支承结构材料。
HTR-PM选用了日本东洋炭素IG110作为石墨反射层材料，采购量千余吨。供货商提供了全部未辐照数据，同时也提供了设计方要求的各种温度下的辐照性能测试结果，经分析和评估，石墨堆芯支承结构可以满足电站寿期的结构完整性要求。
考虑到日本IG110核石墨材料受国际原子能机构(International Atomic Energy, IAEA)核交保限制，其出口受日本政府出口管制，为自主掌握高温堆技术，满足“走出去”战略，核石墨材料国产化自主保供势在必行，这是高温堆技术能够继续发展的必然选择。同时，从中长期技术发展预判：高温堆石墨堆芯支承结构在役检查、延寿、退役后处理等未来新的研究领域，也需要我国完全掌握核石墨材料国产化技术。
1.3.1 堆用石墨国内外技术发展现状早期世界各国为了研发各种研究堆、核材料生产堆，研发过不少核石墨材料。美国GrafTech International研发了PCEA/PGX等类型核石墨，但严格限制出口。英国长时间商业建造并运行石墨气冷堆AGR，积累了丰富的经验，目前重点逐渐转移到现有运行气冷堆石墨堆内结构的延寿和退役。德国、日本在研发高温堆技术过程中，成功开发出适合球床堆和棱柱堆适用的核石墨材料，并逐步积累辐照数据。中国在早期生产堆、HTR-10阶段也研发过核石墨，但其尺寸规格、未辐照性能要求、辐照寿命均无法达到目前高温堆技术发展要求，因此HTR-PM采用进口核石墨材料。但随着我国高温气冷堆项目研发经验的积累，核石墨的研发已有了新的进展，中钢新型、方大集团等国内企业正在推进核石墨国产化的工作[16-21]。
1.3.2 堆用核石墨国产化发展战略主要国家核石墨材料的技术体系归纳如下。
美国：ASME规范ASTM测试标准、行业、企业标准；
日本：JAEA规范JIS测试标准、行业、企业标准；
德国：KTA规范DIN测试标准、行业、企业标准；
中国：高温堆设计准则国标(GB)、行业(NB)、企业标准。
目前我国高温堆核石墨材料和构件的设计体系，大体沿用德国KTA规范，依据自身特点进行适应性优化，形成依赖于具体项目的高温堆设计准则，部分测试标准有适用的国标，但大量测试标准仍需沿用国外标准。预计通过高温堆技术的逐步发展以及相关企业的投入研发，我国将发展出适用于自身技术特点的堆用石墨材料和构件规范，并在各种性能测试标准方面逐步补充完善，以和国际接轨，并有可能实现技术赶超。
依据我国HTR-10、HTR-PM项目的研发经验，目前已经可以比较明确地提出国产核石墨技术性能指标，主要包括：石墨材料坯料尺寸、生产工艺参数、力学特性、物理特性、热特性、化学特性、材料显微组织和石墨材料缺陷检测要求等。
核石墨国产化研制的关键路径包括：
1) 稳定、适合的原材料选取；
2) 生产制造工艺(各向同性、细颗粒、大尺寸碳化和石墨化加热过程控制-防开裂、浸汲)；
3) 样品制造、性能测试以及样品辐照考验和测试。
因此，在核石墨国产化研制的基础上，进一步推进核石墨产业化发展路径实施计划建议如下：
a) 核石墨材料的筛选计划；
b) 核石墨材料工业制造技术的发展计划；
c) 核石墨材料性能的测试评估计划；
d) 核石墨材料的辐照考验实施计划。
根据堆用石墨材料目前的研发情况，在高温堆技术持续发展的背景下，建议其发展规划如表 3所示。
表 3 高温堆核石墨材料技术发展规划
| 时间 | 主要研发任务 |
| 2016—2018年 | 完成大尺寸规格堆用石墨材料的工艺研发，初步测试辐照性能进行牌号刷选。 |
| 2019—2020年 | 完成辐照试验，为高温堆技术进一步发展提供可以和国外同类产品竞争的堆用石墨材料，和HTR-PM相比降低制造成本。 |
| 2021—2025年 | 进一步优化工艺，完善未辐照和辐照性能测试研究，在经济性、材料体积检测和出品率、加工精度和效率上逐步改善。 |
| 2026—2030年 | 高温堆堆用石墨材料可以完全替代国外同类产品，并开发出系列产品，可以用于不同功率、不同规格的高温堆产品，并进一步提高石墨材料的耐辐照性，延长高温堆寿命，改善退役固体高放废物处理功能。 |
表选项
核石墨国产化在高温堆技术持续发展的大环境下，国内外相关研发活动目前较为活跃，国内企业也有积极性, 主动承担重要的科研任务，为解决堆用石墨材料的国产化加大投入。预计经过一段时间的积累，国产堆用石墨材料会具有很强的竞争力，打破高温堆用石墨材料受制于人的不利局面，为核电走出去奠定扎实的基础。
1.4 高温气冷堆反应堆压力容器材料高温气冷堆反应堆压力容器的运行压力、运行温度、辐射剂量等均低于通常的压水堆反应堆压力容器，为了减少压力容器的制造难度，其主体材料选用目前成熟的压水堆反应堆压力容器用钢，即SA508-3-1锻件。
SA508-3-1钢是Mn-Ni-Mo系低合金铁素体钢，具有较好的淬透性，经过调质处理(淬火加高温回火)后，可得到较为细小的晶粒和较好的内部组织，获得强度、塑性和韧性匹配良好的综合性能，具有很高的低温冲击韧度和较低的韧脆转变温度，同时具有良好的焊接性能、冷热加工性能、抗再热裂纹性能和抗中子辐射脆化性能，是比较理想的反应堆压力容器用钢。
反应堆压力容器用钢有较长的研发历史，国际上从20世纪60年代起，在材料性能和制造工艺方面做了大量的研发工作，经过几代发展后，SA508-3-1钢被认为是目前最适合用于压水堆反应堆压力容器锻件的材料。国内从20世纪80年代建造压水堆核电站开始，即在“引进、消化、吸收、自主化”的路线下研究和试制SA508-3-1钢，至21世纪初国内企业已经能独立完成冶炼、锻造、热处理、机加工、焊接的全部制造工艺流程，实现了反应堆压力容器的国产化目标。
随着我国核电技术的进一步发展，反应堆压力容器用钢主要围绕“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”的目标开展了多方面的研发工作，目前我国已经完全掌握了SA508-3-1钢的生产制造技术，尤其在大型复杂锻件的成分控制、均质冶炼、成形锻造、低温韧性和热处理等方面取得了突破性进展，达到了国际先进水平。在此基础上，国内已开始研制新一代反应堆压力容器用钢[22]。
对于高温气冷堆反应堆压力容器而言，在借助成熟的SA508-3-1钢制造技术的基础上，后续的重点工作在于考察新的锻件成型技术，实现批量化制造，有效控制制造成本。
1.5 高温气冷堆制氢材料发展战略氢的广泛利用将对我国未来能源体系形成显著影响。除在合成氨、石油精炼等领域外，氢气在氢冶金、煤液化以及燃料电池等领域有望得到大规模利用。利用核能制氢，可以实现氢气高效、大规模、无碳排放制备；还可以通过联产技术，为多个行业提供热、电、氢、氧等能源和材料，为实现碳减排提供有效的技术方案。高温气冷堆因其有高出口温度和固有安全性等优势，被认为是最适合用于制氢的堆型。
1.5.1 高温堆制氢国内外研发概况核能制氢研发受到多个有核国家的重视，包括美国、日本、法国、欧盟、韩国、加拿大、中国等。研发集中在由先进核系统驱动的高温水分解技术及相关基础科学研究，包括碘硫循环、混合硫循环和高温电解[23]。
我国核能制氢起步于“十一五”，作为高温堆重大专项的前瞻性技术，开展了碘硫/混合硫循环分解水制氢和高温蒸汽电解工艺、材料和关键设备研究，建成了系统实验台架并研制了部分关键设备样机，形成了一系列具有自主知识产权的核心成果，为核能制氢中试及与高温气冷堆的耦合提供了重要的技术基础[24]。
1.5.2 高温堆碘硫/混合硫循环制氢技术关键材料碘硫/混合硫循环分解水制氢是核能制氢的主要技术路线之一，硫酸分解作为高温吸热过程，可与高温堆热出口温度良好匹配，预期制氢效率可达45%以上；整个过程可在全流态下运行，易于实现放大和连续操作。
碘硫/混合硫循环中涉及物料如碘、氢碘酸、SO2、SO3、硫酸等都具有强腐蚀性，运行过程中涉及高温环境，因此材料的高温耐腐蚀性是放大与工业应用的关键问题。同时需要材料具有较好的耐压、传热和加工性能，此外在特殊条件下需要考虑氢脆。已考察了多种材料在硫酸和氢碘酸等不同介质和工况下的耐腐蚀性能，初步确定了各单元备选材料：
1)高温(400~850℃)强腐蚀环境：包括硫酸沸腾、蒸发、分解、SO3分解等环节，耐腐蚀结构材料主要为碳化硅(SiC)，耐高温材料为800HT合金。
2)中温(150~400℃)腐蚀环境：包括HIx精馏、HI酸分解等，结构材料为哈氏合金。
3)低温(室温~150℃)腐蚀环境：包括Bunsen反应与分离单元、储罐、管道等，结构材料为聚四氟乙烯喷涂不锈钢和搪瓷材料。
4)其他：电解渗析和二氧化硫去极化电解池结构材料为石墨，膜采用杜邦高分子膜；部分接液管采用Ta或Ta-W合金，部分密封材料采用高分子材料。
调研结果表明，碘硫/混合硫循环的主要材料国内可以生产；少数材料需要进口，但国内也已开发出相应产品，需要验证；个别材料的性能需要进一步研究确认。
碘硫/混合硫循环中利用高温堆氦气加热的关键设备为硫酸分解器和氢碘酸分解器。
目前材料研发结果看，SiC陶瓷是硫酸分解反应器过流部件的唯一可用材料；开发中的分解器为氦气加热的管壳换热器型反应器。作为一种新型换热器(反应器)材料，SiC具有热传导性好，耐腐蚀性好的优势，缺点在于设计制造工艺复杂。国内可提供SiC粉体的厂家很多，但具备高性能SiC管件和换热器制造能力的厂家较少。近年来，中科院上海硅酸盐研究所完成了较高性能SiC管开发，掌握了超细粉体表面改性、水基碳化硅陶瓷高塑性泥料配方设计、长管薄壁碳化硅陶瓷素坯成型和无变形烧结技术等；开发了高效混炼、高韧性碳化硅陶瓷素坯低变形同步切割、高硬度碳化硅陶瓷管材高效加工和无损检测等技术；无锡英罗唯森等国内公司已开发了SiC换热器制造技术。
碘硫循环中SiC材料和设备使用条件苛刻，需要对高温、高压条件下的腐蚀性能进行进一步验证。
氢碘酸分解反应器是利用氦气加热的另一个重要设备。日本、韩国和中国对耐氢碘酸腐蚀材料进行了研究，腐蚀速率和腐蚀后样品机械性能(屈服强度、拉伸强度、延伸率)测试表明，哈氏合金(Hastelloy C-276)在氢碘酸腐蚀环境中表现出优异的耐蚀性能。日本JAEA研发的150 L/h制氢量的碘硫循环工程材料台架和韩国KAERI建造的小台架中，氢碘酸分解反应器采用Hastelloy C-276制作。对哈氏合金在HI酸体系中的耐腐蚀性进行了验证研究，证实了多种条件下的耐腐蚀性。目前国内已可供应类似材料，成本显著降低，但性能尚待进一步验证。
1.5.3 高温堆制氢相关材料技术发展战略从目前研发结果来看，碘硫/混合硫循环制氢材料供应现状如下：
1) 关键反应器结构材料国内或国际市场可以供应，其中Bunsen部分所需的搪瓷材料、聚四氟乙烯喷涂材料等国内市场可供，氢碘酸分解器用哈氏合金已广泛应用，硫酸部分需要的SiC材料和构件国内已有企业可以供应，其他材料如合金800H、特种石墨等因用量较少，可考虑进口。
2) 辅助材料(钽、氟橡胶垫片、密封件等)大部分国内市场可满足供应；少数需要进口，因其用量较少。
材料性能与国产化是核能制氢技术具有经济竞争力的重要保障，因此有必要结合设备开发对材料进行进一步考验。根据高温堆制氢材料技术的发展情况，建议其发展规划如表 4。
表 4 高温堆制氢材料技术发展规划
| 时间 | 主要研发任务 |
| 2021—2025年 | 1) 关键设备样机研发：SiC管换热式硫酸反应器、哈氏合金为结构材料的氢碘酸分解反应器和其他反应器； 2) 高温氦气实验回路进行反应器性能研究； 3) 国内材料性能考验。 |
| 2026—2030年 | 1) 核能制氢用材料标准建立； 2) 高温气冷堆制氢中试； 3) 超高温气冷堆核能制氢设计。 |
| 2031—2035年 | 高温堆热化学循环制氢及其综合利用示范。 |
表选项
2 总结本文基于由跨材料研发、机械制造、核工程设计、核电业主的高温堆发展所需关键材料技术战略研究，提出加快发展我国高温堆工程用关键材料技术研发、工程化和应用的一体化协调发展战略规划和建议。为了适应我国高温/超高温气冷堆技术未来的发展，需要重点对高温金属、石墨材料、制氢相关材料等进行战略规划和提前布局。展望未来，我国高温气冷堆技术作为分布式安全核能技术将获得更多应用，如利用高温气冷堆产生的能源制氢，实现氢的大规模经济制备，使氢大规模应用成为可能，从而促进人类社会跨入氢时代。本研究对熔盐堆、快堆等其他堆型的材料技术战略也有参考借鉴作用。
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