钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

黄洪涛，王卫军，钟武烨，郑剑平，赵守智

(中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413)

载人登月及深空探测任务首先需要解决能源和动力供给问题，要求能源系统具有高安全性、高可靠性、长寿命、高比功率和高环境适用性，能在极端环境条件下长期发电及储能。研究结果表明，核反应堆电源系统具有功率大、效率高、寿命长、环境耐受能力强等优点，是月球基地及其他深空探测任务电能和热能最理想可靠，甚至是唯一的提供方案。

美国从20世纪60年代开始，研究发展了多型可用于月球基地使用的空间核反应堆电源系统，其中典型代表有1967年提出的SNAP-8系列[1]，及1991—1993年间提出的SP-100布雷顿能量系统[2-3]。进入21世纪后，美国明显加快了星球表面用核电源开发，相继提出SAFE-400、SAIRS、HP-STMCs、SCoRe、S4、MRS、HOMER、SUSEE、AFSPS、LEGO-LRCS等[4-13]数十型星球表面用核电源系统方案。在这些核电源系统方案中，广泛采用钼铼(Mo-Re)合金作为反应堆芯结构材料。如SAFE-400核反应堆电源设计功率为100 kW，寿命为10 a。设计中采用钠冷快中子堆、热管冷却方式，反应堆功率为400 kW，能量转换方式采用布雷顿循环。燃料采用UN，铀富集度为97%，芯块相对密度为96%。堆本体材料采用纯Mo金属，热管材料采用Mo-44%Re(简写为Mo-44Re)合金[4]。HP-STMCs核反应堆电源采用六边形热管冷却反应堆形式，由126个热管-燃料棒模块构成，每个模块包含3根UN燃料棒，以三角型栅格布置，中心布置1根外径为1.5 cm的锂热管，额定运行工况时，多级热电偶转换器热端温度为1 300 K。UN燃料富集度约为70%，包壳、热管及本体材料均采用了Mo-14Re合金[5]。

由于金属铼价格昂贵，且钼铼合金应用领域较窄(主要用于空间核电源)，目前国内外关于钼铼合金的研究较少，已有报道都只是对该合金某方面的性能研究。本文对国内外关于钼铼合金的研究状况进行较全面的总结和归纳，为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。

1 钼铼合金性能国外研究现状

1.1 钼铼合金的力学性能

纯钼作为体心立方金属在室温下呈现出脆性，加工性能差，这在一定程度上制约了金属钼的深加工性能和服役效能。钼中加入铼可显著改善钼的低温脆性，进而提高其加工性能，增加强度的同时仍保持良好的塑性，且铼的添加也改变了钼在热加工和冷加工过程中从单一滑移到孪生和滑移相结合的机械变形行为，抑制了碳和氧的脆化作用，提高了材料的焊接性能，可使锻制和轧制的产品具有较低的韧-脆转变温度，并使得再结晶退火后材料的脆化程度有所减轻。这种铼的添加对钼性能的改善现象被称之为“铼效应”。

图中不同符号表示不同研究者的测量值图1 钼铼合金的力学性能[14]Fig.1 Mechanical property of Mo-Re alloy[14]

图1示出铼含量对钼铼合金屈服强度及延伸率的影响[14]。由图1可见：铼含量高于15%时才产生明显的铼强化效应；铼含量处于9%～14%时，室温塑性最佳，延伸率最好，接近40%；铼含量为14%左右时，钼铼合金延伸率最好，接近40%，加工性能最好，而同时存在一定的铼固溶强化作用，这可能就是采用Mo-14Re合金作为堆芯结构材料的原因。

1.2 钼铼合金的热物理性能

图2示出铼含量对钼铼合金热导率及热膨胀系数的影响[15]。由图2可见：对同一成分的钼铼合金，随温度的升高，热导率逐渐降低，热膨胀系数逐渐增加；对不同成分的钼铼合金，随铼含量的增加，同一温度下的热导率逐渐降低。另外，随铼含量的增加，同一温度下的热膨胀系数逐渐增加。产生这一现象的可能原因如下：纯铼的热导率小于纯钼的热导率，而纯铼的热膨胀系数大于纯钼的热膨胀系数，因此随铼含量的增加，同一温度下的热导率逐渐降低，而热膨胀系数逐渐增加。

1.3 钼铼合金的辐照性能

反应堆内射线种类很多，但对金属材料而言，性能影响较大的主要是中子辐照，而α射线、β射线、γ射线的影响则较小。关于钼铼合金中子辐照性能的公开文献[16-20]较少。俄罗斯的Fabritsiev等[15-16]系统研究了不同铼含量对钼铼合金抗辐照性能的影响。图3示出铼含量及辐照温度对钼铼合金抗拉强度及延伸率的影响[16]。图3中，Ttest为力学性能测试温度，Tirr为辐照温度。由图3可见，对铼含量为0.5%～20%的钼铼合金，辐照温度处于450～800 ℃，进行5 dpa快中子辐照情况下，均产生严重的辐照脆化。但辐照后材料抗拉强度变化规律不同，辐照温度处于450～550 ℃时，钼铼合金产生辐照软化现象，屈服强度降低近一半，塑性降至几乎为0。而辐照温度处于760～800 ℃时，钼铼合金产生辐照硬化现象，延伸率处于2%～3%之间。

图2 铼含量对钼铼合金热导率及热膨胀系数的影响[15]Fig.2 Effect of Re content on thermal conductivity and thermal expansion coefficient of Mo-Re alloy[15]

快中子堆内Tirr=450～800 ℃时辐照至5 dpa△——纯Mo，未辐照；▲——纯Mo，5 dpa；▽——Mo-1Re，未辐照；▼——Mo-1Re，5 dpa；◇——Mo-5Re，未辐照；◆——Mo-5Re，5 dpa；□——Mo-9Re，未辐照；■——Mo-9Re，5 dpa；▷——Mo-20Re，未辐照；▶——Mo-20Re，5 dpa图3 辐照温度对钼铼合金抗拉强度和延伸率的影响[16]Fig.3 Effect of irradiation temperature on ultimate tensile strength and total elongation of Mo-Re alloy[16]

研究结果表明：引起辐照脆化的原因有两个，其一是辐照缺陷(位错环、空洞等)导致晶粒强化，其二是辐照引起O、N杂质元素以及嬗变产物在晶界偏析，即辐照诱导偏析导致强化。关于延伸率变化的原因，作者解释为辐照温度低于700 ℃时，辐照缺陷及辐照诱导偏析共同引起辐照脆化，因此延伸率降至几乎为0，辐照温度高于700 ℃时，辐照诱导偏析现象消失，因此延伸率有所恢复[16]。

日本东北大学的Hasegawa等[17]采用两种成分的钼铼合金(Mo-5Re与Mo-41Re)对比研究了铼含量对钼铼合金抗辐照性能的影响。每种合金又采用了去应力退火态及再结晶态试样。其辐照温度低于1 073 K，辐照剂量为1×1027m-2，中子能量大于0.1 MeV，即快中子辐照。研究结果表明：辐照后，去应力退火态钼铼合金的塑性优于再结晶态钼铼合金，采用去应力退火态钼铼合金更有利。另外，Mo-41Re合金辐照后产生大量析出，引起辐照脆化。铼含量越高，辐照诱导析出越严重，辐照脆化也越严重。从这点看来，使用低铼含量的钼铼合金更有利。

美国橡树岭国家实验室的Busby等[18]采用两种成分的钼铼合金(Mo-41Re与Mo-47.5Re)进行对比研究，在1 073、1 223和1 373 K下分别辐照至0.7 dpa，在800 ℃下辐照至1.4 dpa。研究结果表明：辐照温度为1 100 K以上时，即使在低剂量情况下，随辐照温度升高，也产生严重的辐照脆化和晶间断裂。这种高温脆性可能是辐照引起嬗变以及辐照诱导析出导致。从辐照高温脆性来看，使用低铼含量的钼铼合金较为有利。

1.4 钼铼合金与核燃料的相容性

图4示出Ta、Nb、Mo-Re、W-Re合金与3种常用核燃料(UO2、UC、UN)的相容性柱状图[20]。由图4可见：Mo-Re与UO2的相容性温度可达到1 550 K，而W-Re与UO2的相容性温度可达到1 650 K；Ta及Nb合金在1 200 K以下温度与UO2的相容性较好，如果表面制备钨涂层则相容性温度可提高至1 300 K；在1 500 K以上温度，W-Re合金与UN的相容性较好；在1 300 K以下时，Mo-Re合金与UN的相容性较好；Ta及Nb合金，如果表面制备钨涂层则与UN的相容性温度可提高至1 300 K。但对UC而言，各种难熔金属材料相容性温度均有所下降，这是因为UC化学性质比UO2及UN均活泼。W-Re合金与UC的相容性温度可达到1 500 K。Mo-Re合金与UC相容性温度达到1 250 K。

图4 燃料与包壳的相容性[20]Fig.4 Compatibility of fuel and cladding[20]

综上所述，W-Re合金与3种常用核燃料的相容性最好，但通常情况下钨基合金塑性比钼基合金差。比较而言，钼铼合金是空间核电源的最佳结构材料。

1.5 钼铼合金与冷却剂的相容性

图5 腐蚀增重与腐蚀时间的关系[21]Fig.5 Relationship between corrosion weight gain and corrosion time[21]

为提高反应堆出口温度以利于得到较大的热电转换效率，国外空间核反应堆电源堆型基本都采用碱金属冷却快中子反应堆。在服役环境下结构材料与冷却剂的相容性必须较好。结构材料与冷却剂相容性主要从结构材料在冷却剂中长期高温作用下的腐蚀行为来表征，其腐蚀机理为：1) 高温区结构材料溶解在冷却剂中，通过冷却剂的运输沉积在低温区；2) 结构材料与冷却剂中的杂质发生化学反应，尤其是非金属杂质，如O、C、N、Si等。Saito等[21]对比研究了纯Mo、Mo-5Re、Mo-15Re、Mo-15Re-0.1Zr合金(MRZ合金)、Mo-15Re-0.1Zr-0.1Ti(MRZT合金)等几个牌号合金于1 473 K温度下在碱金属Li中的腐蚀行为。图5示出各种合金腐蚀增重与腐蚀时间的关系曲线。由图5可见：同样的实验条件下，腐蚀时间增加，各合金的腐蚀增重均增加；对比纯Mo、Mo-5Re、Mo-15Re 3种合金的腐蚀增重曲线可知，Re含量越高，Mo-Re合金腐蚀增重速率越快。而MRZ合金与MRZT合金均比同牌号的Mo-Re合金腐蚀增重速率快。El-Genk等[22]总结了常用难熔金属与碱金属冷却剂相溶性实验数据，总结分析表明，在1 800 K以下时Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。

1.6 钼铼合金的中子特性

在发射失败事故中，如果空间核电源掉入水或沙子中，有可能发生特殊临界安全事故。为保证空间核电源在事故工况下有足够深的次临界状态，需进行专门的特殊临界安全设计。快中子空间核反应堆被认为是未来几十年空间探索的主力堆型，对快堆来说有一种比分多个模块或添加安全棒等方式更紧凑可靠的方法，那就是使用谱移吸收体(spectral shift absorber, SSA)材料作为结构材料[23]。SSA材料是一类在高温下有稳定的单质、合金或化合物，热中子或中能中子吸收截面相对较大，而快中子吸收截面相对较小的物质。

美国新墨西哥州大学的King等[24-25]提出了评价SSA材料性能的方法，他考察了80种候选材料，从中筛选出9种比较好的SSA材料，而金属铼就是其中的一种。中国原子能科学研究院的胡彬和等[26]以美国Prometheus基本型堆芯方案为研究对象，采用MNCP程序计算并分析了不同铼含量的钼铼合金对空间快堆掉落临界安全的影响及其机理。计算结果表明：铼含量不同，反应堆掉落工况对临界安全影响也不同。可见堆芯结构材料采用钼铼合金，其中铼作为SSA材料可有效降低临界事故风险。

2 钼铼合金性能国内研究现状

国内关于钼铼合金的制备工艺及基础性能方面的研究工作报道极少。北京钢铁研究总院的赵连仲等[27]于20世纪80年代对低铼含量(铼含量为1%、3%、5%)丝材的粉末冶金制备工艺及组织性能进行过初步研究。2000年前后，西北有色金属研究院的张军良等[28-29]在国内首次开展了Mo-41Re、Mo-45Re合金窄带的研制，并对相关性能开展细致的研究。后来又开展了行波管删网用Mo-41Re合金研制，针对冲压成型进行了交叉轧制、杯凸实验等研究[30]。钟培全[31]采用粉末冶金工艺制备了Mo-15Re、Mo-20Re、Mo-25Re、Mo-30Re 4种合金样品，研究了其电子束焊接工艺。上述这些工作都是基于小尺寸钼铼合金的研制，且对钼铼合金应用性能(辐照性能、与核燃料相容性、与冷却剂相容性等)的研究几乎空白。由于在核反应堆结构中存在堆芯容器、栅板、包壳管等大尺寸结构部件，需开展具有代表性的大尺寸高性能钼铼合金制备技术研究，钼铼合金堆芯结构部件成型工艺研究及钼铼合金应用性能研究，建议重点开展低铼含量的钼铼合金研究工作，尤其是Mo-14Re合金。

3 结论与展望

钼中加入铼可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能，提高强度的同时仍保持良好的塑性。铼含量约为14%时，钼铼合金的延伸率接近40%，加工性能最好，而同时存在一定的铼元素固溶强化作用，这可能是国外空间核电源系统方案中广泛采用Mo-14Re合金作为反应堆芯结构材料的原因。在1 550 K以下温度，钼铼合金与UO2的相容性较好。在1 300 K以下时，钼铼合金与UN的相容性较好。在1 800 K以下时，钼铼合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。说明钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性，且铼是一种较好的谱移吸收体材料，可有效降低反应堆临界事故风险，是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。

国内对钼铼合金材料的研究较少，应尽快开展具有工艺代表性的大尺寸高性能钼铼合金制备技术研究、钼铼合金堆芯结构部件成型工艺研究以及钼铼合金应用性能研究，为我国空间核电源的研制奠定技术基础。