一、熔盐堆对材料的需求
核反应堆的堆芯容器、堆芯慢化体、回路、换热器、熔盐泵及控制棒等堆构件的制备材料，关系到工作人员和反应堆周围环境及财产安全，是各种核能反应堆的核心要素之一。长期以来，很多其他领域的成熟工程材料，如多种合金钢、高温合金、碳材料等，被用来制备反应堆构件。不同于现役及在建的核反应堆和其他的下一代先进堆型所用的固体核燃料，熔盐堆中核燃料由高温熔融氟化物盐携带，堆内构件及其材料与高温熔融氟盐、核燃料及裂变产物有着直接接触，使材料处于中子辐照、高温、受力和熔盐腐蚀性等多重极端环境中。因此熔盐堆材料需满足如下基本要求：耐高温、耐熔盐腐蚀、耐中子辐照、有一定强度且可加工性能好。
由于熔盐堆所用冷却剂（氟盐）沸点高达℃以上，熔盐堆具有在℃以上高温、常压工况下长期、稳定工作的潜力。但由于目前尚没有能在如此高温熔盐环境下长期工作的候选合金结构材料，现阶段希望合金结构材料能在℃高温熔盐环境下长期稳定工作。
（1）随着工作温度的提高，熔盐对合金结构材料的腐蚀性不断增强。现阶段笔者希望熔盐堆合金结构材料在℃高温氟盐环境下年平均腐蚀速率小于25μm。
（2）尽管熔盐堆在常压下工作，不需要像压水堆那样的复杂高压系统，对合金结构材料的力学性能要求也不如压水堆那么高，但为了使构件不笨重，提高熔盐堆的整体经济性，仍然希望合金结构材料具有良好的力学性能，尤其是高温力学性能，比如良好的抗高温蠕变性能。
（3）由于熔盐堆主要构件与燃料盐（内含核燃料及裂变产物）直接接触，要求用作制备构件的合金结构材料具有良好的裂变产物惰性，即不与裂变产物（如Te等）发生相互作用而使合金材料性能严重劣化。
（4）由于合金结构材料需加工、连接、组装成各种构件，要求合金材料具有良好的加工性及可焊接性。
（5）熔盐堆堆芯慢化体材料为核石墨，核石墨应该具有高纯度、高各向同性度、良好的力学性能及高热传导性能。
（6）核石墨的抗辐照性能决定堆的使用寿命，这要求熔盐堆核石墨具有极好的抗中子辐照能力（10~30dpa）。
（7）熔盐堆中核石墨与燃料盐直接接触，为了防止核燃料随液态熔盐透过石墨表面小孔进入石墨内部，进而形成局部热点并造成石墨损伤，要求熔盐堆核石墨表面微孔孔径尺寸小于1μm。
二、熔盐堆材料发展现状及未来趋势
与压水堆类似，制备熔盐堆构件的材料有很多种，常规的熔盐堆构件（即与熔盐不接触、不受辐照）一般用常用的工程材料制备，这些常规的材料不在此详述。下面只介绍熔盐堆专用材料，即UNSN3合金及核石墨。
（一）合金结构材料——UNSN3合金
熔盐堆关键构件（包括压力容器、回路管道、热交换管等）都须在高温、熔盐腐蚀和中子辐照等多重极端环境下长期、稳定、有效工作，很难找到一种能满足上述条件的成熟工程材料，因此结构材料是熔盐堆研发过程中一个非常突出的技术难题。20世纪五六十年代，美国橡树岭国家实验室（ORNL）专门为核动力飞机和熔盐实验堆项目（MSRE）研发了一种镍基合金，它也是迄今为止唯一在熔盐堆服役过的合金结构材料——UNSN3合金（已经被ASME标准列入高温压力容器材料目录，其中由美国Haynes公司生产的产品名称为HastelloyN合金，国内生产的产品名称为GH）。ORNL研究人员进行了大量的筛选和测试工作后发现，Inconel和HastelloyB等一系列当时成熟的合金都不能满足其耐熔盐腐蚀的高要求，到年，ORNL确定了HastelloyN合金主元素为Ni-17Mo-7Cr。年，ORNL继续发展民用熔盐实验堆，即MSRE。在该时期，有关HastelloyN合金材料的工作主要局限于长程熔盐腐蚀评价和力学性能测定。从年MSRE达到临界，到年停止运行，HastelloyN合金为MSRE的成功运行发挥了重大作用。在此之后，由于MSRE等相关计划的终止，HastelloyN合金没有得到进一步的研究、完善和发展[1]。前期，HastelloyN合金仅有美国哈氏合金国际公司（Haynes公司）进行全球垄断性商业化生产，是美国政府划定的核管制材料，需经其许可才能出口到中国。
就该合金型材制备工艺而言，ORNL和Haynes在20世纪50~70年代对HastelloyN合金各型材的加工工艺进行了一系列的研究，基本形成了锻造、热轧、热挤压等工序的加工工艺。如锻造工序确定了锻造温度区间、锻造压下量等工艺参数；热轧工序确定了轧制温度区间、每次压下量、轧制速度等工艺参数；热挤压工序确定了热挤压温度区间、挤压比、挤压速率等工艺参数。
HastelloyN合金突出的优点是其具有极好的耐高温熔盐腐蚀性能（如在干净FLiNaK氟盐环境中，其年腐蚀速度25μm。），同时具有良好的高温力学性能和抗中子辐照特性，合金材料的综合性能基本达到实验堆结构材料的设计寿命（30年）[1]。
虽然数年前美国政府允许对华出口HastelloyN合金以用于我国熔盐堆建设，但是考虑到中美之间关系的不确定性，从长远看，为了不使我国的核能发展计划受制于人，笔者团队自中国科学院科技先导专项《钍基熔盐堆核能系统——TMSR》启动时就着手耐熔盐腐蚀合金的国产化（GH）工作，即自年开始，在中国科学院第四代裂变反应堆核能系统（TMSR）专项资助下，通过与国内科研单位（中国科学院金属研究所）及制造厂（抚顺特殊钢股份有限公司、宝山钢铁股份有限公司、久立集团股份有限公司及成都航宇超合金技术有限公司等）合作，在现有HastelloyN合金的基础上，进一步优化了合金中元素含量（C和Si等）[2~5]，确定了关键工艺（均质化、加工窗口、焊接和热处理等）技术条件。至今为止，经过实验室小试—中试—规模生产等阶段，已可制备出大型GH合金锭（10t），并研发出大尺寸的合金环轧件（×）、各种规格管材（14~）、板材、封头、弯管等，在规格上基本满足实验堆构件制备的要求。通过实验确定了合金焊接的技术条件，为实验堆组件制备及实验堆建设奠定了基础。GH合金的研发及规模生产，不仅能确保TMSR专项的顺利开展，也为将来熔盐堆放大至示范堆及商业堆创造了条件。近期，HastelloyN合金已经被美国政府列入禁止输入我国的材料名录，说明TMSR专项前期自主研发熔盐堆合金结构材料的策略是有预见性的。
实验系统测试了国产GH合金各种力学性能、耐熔盐腐蚀性能等，实验结果表明国产GH合金综合性能与进口HastelloyN合金相当（见表1、表2），说明国产合金基本可以替代进口合金用于熔盐堆的建设。
表1HastelloyN合金和GH合金在℃和℃下的冲击功
表2GH和HastelloyN合金单位面积失重、腐蚀深度及Cr扩散深度
目前，在熔盐堆材料研发方面，除了中国科学院先进核能创新研究院所属的几个研发单位（上海应用物理研究所、中国科学院金属研究所）外，一些国内知名制造厂（抚顺特殊钢股份有限公司、宝山钢铁股份有限公司、久立集团股份有限公司及成都航宇超合金技术有限公司等）也参与了该合金的研发工作。国外如美国、法国、俄罗斯、捷克等国家也在开展相关研究工作，见图1。除中美两国外，其他国家耐熔盐腐蚀合金结构材料还处于实验室研制阶段，尚没有形成规模化生产。
图1熔盐堆合金结构材料国内外研究概况
（二）核石墨
核石墨是一种优秀的中子慢化体及反射体材料，它具有优异的慢化比，同时具有化学稳定、耐辐照、价格便宜等优点。核石墨在气冷堆中的应用非常成熟，目前国际上对核石墨的研究大多是基于高温气冷堆中的应用而展开的。在熔盐堆中，核石墨作为其慢化体及反射体，同时充当熔盐的流道。这使其不可避免地与熔盐直接接触。
核石墨是一种多孔材料，在与熔盐接触过程中，如果石墨材料表面微孔尺寸足够大，熔盐可能通过在微孔中的渗透而进入石墨内部，从而产生严重的后果。对于熔盐堆，一方面熔盐在石墨中的浸渗可能导致石墨性能，特别是其辐照损伤行为发生变化；另一方面熔盐携带燃料渗入石墨中可导致在石墨内部形成局部热点，从而缩短核石墨的使用寿命。因此，熔盐堆对核石墨的要求除了一些常规要求（高纯度、高强度、高热导、高各向同性度、抗中子辐照等）外，还要求其能阻隔熔盐在其中的浸渗。目前国际上还没有成熟的核石墨能有效阻隔熔盐的浸渗。
ORNL在当时的条件下专门为熔盐堆发展了一种CGB核石墨，该核石墨具有较大的密度，微孔尺寸很小，MSRE实验结果表明CGB核石墨能很好地满足熔盐堆的要求[1]。由于当时美国熔盐堆项目暂停，该款核石墨也早已停产，熔盐堆用石墨发展也因此停止；另外，由于受限于当时的石墨制备技术，该材料属于各向异性石墨，也不符合目前核石墨的基本要求（高度各向同性）。气冷堆的发展同时带动了核石墨的发展；通过不断改进石墨材料的制备工艺，核石墨各种性能有了长足的进步，目前气冷堆核石墨已发展到第三代（见图2、图3）。
图2熔盐堆、气冷堆核石墨发展历程
图3核石墨发展历程
由于熔盐堆对核石墨的要求与气冷堆不同，因气冷堆而发展起来的各种核石墨不能直接为熔盐堆所用。为了发展可用于熔盐堆的核石墨材料，笔者团队与国内碳材料研究机构（中国科学院山西煤碳化学研究所）及知名碳素公司合作研发了两款超细颗粒石墨材料，一是与方大集团成都碳素有限公司合作研发的NG-CT-50（见图4）；二是中钢集团新型材料（浙江）有限公司研发的T，上述两种石墨孔径都小于1μm，结构致密，均达到了阻隔熔盐浸渗的要求，产品尺寸也达到了TMSR实验堆构件制备要求。另外，还对两种牌号的国产核级石墨的常规性能和熔盐相容性开展了较为详细的测试（见表3），它们除了断裂韧性偏低，抗中子辐照性能尚待评估外，其他性能指标基本达到设计要求，能满足实验堆的建设需求。
图4NG-CT-50超细颗粒石墨坯料
表3熔盐堆核石墨NG-CT-50和T石墨主要性能参数
在过去数年的熔盐堆材料研发过程中，笔者团队与国内外同行广泛合作（见图5、图6），形成了良好的合作关系。通过熔盐堆材料的研发及在该领域与国内外同行的合作，中国科学院先进核能创新研究院核材料研发队伍迅速成长。
图5熔盐堆材料研发国内合作概况
图6熔盐堆材料研究国际合作概况
三、存在的主要问题及未来趋势
（一）结构材料
熔盐堆为高温堆，其结构材料原则上须用高温核反应堆许可建堆材料。目前ASME-NH卷中规定的高温核反应堆许可材料只有不锈钢等四种合金材料，其中不包括UNSN3合金。UNSN3只是ASME压力容器许可材料。所以现阶段存在的主要问题是UNSN3相关数据积累不够，短时间内难以被列入ASME-NH卷中规定的高温核反应堆许可材料目录中。
根据目前状况，UNSN3合金尚缺的数据为长时间高温蠕变、蠕变疲劳及抗中子辐照性能数据；而这些数据的积累，需要大量的经费及时间支持。
不同于其他堆型，熔盐堆中燃料直接与堆构件接触，裂变产物与熔盐堆材料的相互作用需要特别引起重视。UNSN3合金需要
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