Range of temperatures and cumulative neutron radiation damage for the six GEN-IV reactor designs. Displacements per atom refers to the number of times an atom will be knocked out of its lattice during its service life. 图片来源 G. Was, University of Michigan.

国际原子能总署（IAEA）列出了提供世界电力11％的来自31个国家的440个运行的核电站。其中许多已经工作了40年以上，并重新申请授权延长20年寿命。但是，为了继续提供可靠的电力，以满足全球不断增长的能源需求，这些核电站最终将必须被更换和扩展。第四代（GEN-IV）核反应堆已经可预见将逐渐在2030年后投入，这些新型核反应堆有望提高效率，安全性，和抗扩散性能，以及更长的寿命和更低的放射性废物。这里有一个问题，但是，就是建立这些核反应堆的许多材料仍然需要确定。

今天大多数的核反应堆是由轻水（加压和沸腾）反应堆（轻水堆）主导的第二代和第三代的设计。虽然轻水反应堆（LWR）技术为化石燃料和温室气体的排放提供了一个完善的替代品，但其依然不是一条通往未来成功的路。 “为了继续可行，核技术必须不断提高，”田纳西大学的Steven Zinkle说。 “这就像汽车行业的发展是迈向更好的生产效率，燃油经济性和安全性。”

位于Karlsruhe 的欧盟联合研究中心的超铀元素研究所的Rudy Konings指出，LWR的一次通过燃料循环的铀含量不足1％，因此，依赖于核电的未来发展，铀资源可能会在本世纪结束就耗尽。在舆论方面看来，观察员提到罕见的反应堆故障，以及需要安全地存储高放射性废料很难能动摇消费者的信心。

在古老的反应堆面前，这些问题和其他问题指导核工业向着六个GEN-IV反应器设计，并在由13名成员组成的GEN-IV国际论坛（GIF）的保护伞下，目前正在世界各地进行开发。 2002年，GIF选择了六个概念反应堆：气冷快堆（GFR），铅冷快堆（LFR），熔盐堆（MSR），超临界水冷堆（SCWR），钠冷快堆（SFR），和极高温反应堆（VHTR）。这些都不是先进轻水堆简单的改进版本。对于GEN-IV设计，SFR和VHTR最接近现实。

每个GEN-IV反应器都有自己的一套操作环境和相关的挑战，但共同的是，材料将面临前所未有的挑战——更高的辐射水平、更高的温度、与各种冷却剂相关的新腐蚀方式的组合。反应堆燃料和结构材料都存在风险。 “GEN-IV燃料在高燃耗和高功率下操作，并且这些极端条件下，大量的裂变产物聚集在燃料球芯块，引起肿胀和可能导致保护包层的泄露，”Konings说。

尽管高中子辐射对于反应器是独特的环境，这是它负责的材料降解模式的挑战组合，对于LWR材料不存在问题，如在反应堆堆芯材料中出现的由辐射诱发沉淀引起的脆化，和由于空洞形成的肿胀。更糟糕的事情是，对材料性能辐射损伤的影响也高度依赖于温度。在这些艰难条件下相互影响的一个长长清单的冶金失效机理，以及材料的选择似乎的确是艰巨的。幸运的是，“轻水堆料五十年的使用经验，提供了大量有关检查哪里和不检查哪里的线索，”Zinkle说。

钢合金在任何候选材料名单中都占有重要位置，除了在可能需要最高温度的陶瓷基材料中，如碳化硅复合材料。爱达荷国家实验室的David Petti说，“有一些钢可用于钠快速反应器系统，以及某些镍基合金可用于高温气冷反应堆。”但是“如今并没有使用奥氏体钢在快反应堆中”，洛斯阿拉莫斯国家实验室的Stuart Maloy说，”铁素体 - 马氏体不锈钢是覆面的GEN-IV快速反应堆的强有力候选。“随着铬的添加，该材料具有耐腐蚀性和高度温度稳定性。这对避免空隙膨胀阻力很有吸引力，虽然它容易受到辐射硬化和脆化。

纳米尺度结构可能有帮助。氧化物弥散强化钢（ODSs）最初是在20世纪70年代开发的，后来在日本继续进行开发，并正在美国和欧洲被广泛研究。 “他们因为其抗辐射性而成为了变革型材料，”美国加州大学圣巴巴拉分校的G. Robert Odette说。在反应堆芯的辐射强烈的环境中，氦的产生可通过聚集成气泡并造成脆化问题。纳米尺寸的钇氧化物均匀分散在整个铁素体钢基体，可以困住小的氦气泡，在他们变得更大并造成问题之前。

在过去的15年中，处理工艺的改进，如添加溶质和热处理变形已经使得分布更加细化了100倍，从而提高了辐射电阻，使耐受性提高了200℃，并提供了一些断裂韧性。但是，“廉价的方法来制造并焊接所需的燃料包壳的薄壁管仍然是一个挑战，”Maloy说，他估计在技术可行性规模上，ODSs还不到准备好使用的一半进度。

另一种方式使钢变得更耐辐射，而同时又保持或提高了温度和耐腐蚀的性质，即是增加晶界面积。 “中子辐射会产生空位间隙对，它们在高温下具有移动性，从而空位簇能形成空隙，除了在像晶界的缺陷那里，这里他们在形成簇前就湮灭了，”北卡罗莱纳州立大学的K.L. Murty说。 “因为材料具有超小的纳米级颗粒，晶界面积更大，并且辐射性提高。”

除了增加晶界，晶界工程技术可以帮助实现足够强大的结构用于GEN-IV反应堆。威斯康辛麦迪逊大学和爱达荷国家实验室的Todd Allen举了个腐蚀的例子：“沿某些种类晶界扩散，可以使不锈钢更容易受到腐蚀，但加工这些材料以最小化更有害晶界的比例，相对于其他材料，可以提高耐腐蚀性。”

在监管机构给一个反应堆发放营业执照之前，其中使用的材料必须满足一个组织所设立的标准，如美国机械工程师学会。 “达到这些标准需要综合的测试结果，来证明该材料可以在操作条件下保持其完整性，它必须忍受尽量长的时间”，英国伦敦帝国学院的Robin Grimes说。

试验设施是材料资格的限制因素，因为当涉及到提供真实的环境时，它们会变得供不应求。 “我们只有极少数的试验台，可以提供了一个原型冷却剂的环境，如钠或氦气，以研究对材料的环境影响，”Petti说。 “对于辐射测试，需要快速中子快速反应堆燃料包壳和核结构材料，而在美国不存在进行这种测试的能力。”有极少数快反应堆，如BOR-60在俄罗斯，获取许可使用他们是一个耗时的过程。

一个替代方案是，将材料放在现有的主要产生热中子谱测试反应堆，但包括在分配的高能量翼一些快速中子。因为快速中子通量是如此之低，离子束辐射是一种选择。除了较高的辐射损伤率，后续的样品特性是可能的，而不需要对辐射防护。 “我们可以使用双或三束光来研究氦气和氢气的产生，但同时重离子会制造损害，从而再现使用中子发生的情况，”位于法国萨克莱的Commissariat à l’ÉnergieAtomique’s核能司的Pascal Yvon说。不利的一面是，重离子辐射效应发生在薄的表面区域，使得外推到散装物料更加困难。

由于测试设备的缺乏，理论模型是材料开发过程的一个关键部分，使得可以验证假设，并纳米和宏观尺度指导发展过程。 “从在原子水平理解损害如何发生，到在组件级别理解后果，我们用从下输出作为输入对于更高级别，并努力向上进步，”Yvon说。然而，为了让监管者满意，你仍然需要做一些测试，看看你预测情况发生时实际是什么样子。

虽然GEN-IV材料的挑战是巨大的，Grimes总结道，“但是要记住首先LWR材料是不完美的很重要，但是它们可以随着时间慢慢改进。第一个GEN-IV反应堆材料不会被暴露在最极端的情况下，我们一开始也不可能建立数百个反应堆。这将是一个渐进的过程。“

新材料在线编译整理——翻译：Gary       校正：摩天轮