中国核工业已近60年，已经设计与建造了生产堆、研究堆和核潜艇动力堆等。在核工业中铝及铝合金主要用作低、中温水堆（石墨水生产堆、实验研究水堆及某些重水实验堆）燃料元件的包壳、工艺管、辅助管道及其他结构材料等。工业纯铝在温度为100℃~130℃的水冷反应堆中得到广泛的应用。

 

 

　　在反应堆中，作为热交换介质的水所引起的腐蚀比常规热电站中的严重得多。一般说来，铝材在50℃以下的水中发生点蚀，在50℃~250℃水中以均匀腐蚀为主，在300℃以上水中则发生晶间腐蚀。

 

　　实践证明：选用耐点蚀的铝合金；提高铝合金纯度，以免产生阳级性的夹杂物；提高堆用水纯度，严格控制水中有害离子含量都是提高铝材耐点蚀的有效措施。此外，对铝材进行阳极氧化处理也能提高其对点蚀的抵抗能力，不过水的温度不能高于100℃，否则效果不佳。

 

　　作为元件包壳或工艺管的铝材，在加工、运输与安装过程中，其表面都不可避免地会产生种种避部损伤，如划痕、碰伤、氧化膜缺陷等，它们加速阴极去极化反应，也易使电位比铝的更正的重金属在此处沉积，从而加速铝阴极的离子溶解作用，加速腐蚀。但只要损伤深度不超过一定值（低温水堆用的铝材的容许安全值为0.15mm~0.30mm），不会引起异常的加速腐蚀，在低温水堆的特定条件下，可安全使用。
 

 

　　在中温水中，铝主要发生均匀腐蚀。因此，水中的离子对其腐蚀的影响不像低温时那样显着与敏感，而合金成分、晶粒大小与组织状态却起着较大的作用。在6xxx系合金中，最好不存在过剩的Si相。向合金中同时加入Fe及Ni（0.3%~0.4%），并使其质量比为1，以形成氢超电压较低的Al9FeNi相，可提高合金的抗腐蚀性。因为有Al9FeNi相存在时，氢可以从其质点处逸出，铝基地不会产生阴极反应。

 

　　在高于130℃的动水中，阳极化膜易剥落，不耐腐蚀，但预生氧化膜（材料使用前，将其置于一定温度的高纯静水中一定的时间所形成氧化膜）可提高合金的抗中、高温动水腐蚀的能力。

 

　　对堆用铝材危害最大的是晶间腐蚀，是由晶界区和晶粒基体之间的电位差引起的。因此，凡能降低这种电位差的措施都能提高合金抗晶间腐蚀的能力。

 

　　防止铝材晶间腐蚀极有效的措施是向铝中添加一定量的Fe与Ni，使之形成氢超电压较低的阴极相Al3Fe、Al3Ni与Al9FeNi等。这就是中、高温堆用铝材大都含有一定量的Ni与Fe的缘故。向Al-Mg-Si合金添加一定量的Cu也能提高合金抗晶间腐蚀的能力。

 

　　合金的晶粒越细，抗晶间腐蚀的能力也相应地提高一些，热处理条件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，增加合金的晶间腐蚀敏感性。

 

　　大家知道，金属材料的晶粒越细，组织越均匀，抗蚀性也越高，所以往往向铝合金中添加微量的晶粒细化元素。但是对反应堆铝合金来说，应考虑数量元素的热中子吸收截面，例如天然硼的热中子吸收截面为755×10-24cm2，而B10的却高达3800×10-24cm2，含硼的合金及纯硼是很好的屏蔽材料与控制材料，但对非屏弊材料来说，却是一个有害元素，应严加控制。美国铝业协会及材料试验学会（ASTM）规定8001合金的B含量不得大于0.001%。

 

 

　　反应堆铝材可分为两种：温度在130℃以下的低温堆用元件包壳及结构材料，主要是工业纯铝1100与6063合金；使用温度不超过400℃的中温堆用材料，如Al-Ni-Fe系、Al-Si-Ni系合金，其中典型的是美国的8001合金。

 

　　工作温度为130℃~400℃的铝合金有：中国的306合金（约含7%Si与0.65%Ni，其余为Al及不可避免杂质），它的热中子吸收截面小，对中、高温水有高的抗蚀性，有相当好的室温及同温力学性能，加工成形性优秀，可作管状元件及板状元件的包壳材料。

 

　　国外采用铝－硅－镍合金作为元件的包壳材料，在高温水中有良好的抗蚀性。后一个合金在260℃~300℃水中的抗蚀性比8001合金的高。
 

 

　　核聚变很环保，大规模应用后，可以少使用化石燃料，从而大大降低温室气体排放。一旦我们掌握了核聚变发电技术，我们的子孙后代将享受到科技发展带来的飞跃，能源短缺的时代将一去不复返，铝在迎接这个时代的到来将发挥重要的作用。在中国发电装机容量中，核电装备占的比例甚低，在今后二十年内，核电装备用铝量的年平均增长率可达20%或更大一些，成为高精铝材应用方面的又一新亮点。核电装备所需的铝材中国都能生产，但是在研发核电站用铝材方面与工业发达国家的相比还有较大差距，亟待加强与加大投入。

责任编辑：李玲珊

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