案例教学法在核工程相关课程中的应用 赵强 黄美 李向宾摘 要：核电厂结构设计是核工程专业的一门必修课程如何在有限的教学时间内增加学生对学习本课程的兴趣，提高本课程的教学质量成为了一个重要问题文章简要介绍了案例教学法在我院核电厂结构设计课程中的应用，重点讨论了核燃料包壳教学关键词：案例教学法;核工程专业;专业课程教学一、案例介绍在2011年3月11日发生的东日本大地震中，位于日本西部福岛县大熊町的福岛第一核电站被海啸造成的十余米巨浪正面袭击汹涌而至的洪水越过防波堤后，冲毁了福岛核电站的电力设备，一同毁坏了作为安全备份电源的蓄电池组与备用柴油发电机组失去电力的核电站无法启动反应堆中的循环水冷却系统，冷却水位急剧下降3米，使得燃料棒裸露于冷却水面外由于在数日的多次抢救过程中仍然无法冷却堆芯燃料棒，包附在燃料棒外的锆合金高温与水反应，造成了氢气爆炸，使得大量放射性物质随着气体外泄出乎大家意料的是，这竟然会酿成一次IAEA最高级别（7级）核事故二、教学目标本案例为学生提供了一次学习机会，了解锆合金的性质以及其设计思路本案例不仅现出教科书上所描述的锆合金的性质，而且也给学生提供了一个大概的思路：如何设计一种新锆合金。
使用本案例所希望达到下四个教学目标：（1）让学生了解包壳材料为什么选择为锆合金;（2）让学生认识锆合金的相关性质;（3）让学生分析新锆合金设计中的困难和挑战;（4）让学生学习新锆合金设计的主要思路和方向三、讨论的问题1.成为包壳材料的必要条件和关键因素有哪些？2.其他类型包壳材料的主要问题有哪些？3.对于锆合金，相对于其他包壳材料有哪些优势？4.能否通过对锆合金创新设计而避免类似的福岛氢气爆炸？四、对讨论问题的关键点回答（一）成为包壳材料的必要条件和关键因素有哪些？包壳材料工作在高温高压环境中;暴露于快中子辐照场下;一边是高温的燃料芯块，一边是冷却剂;在它的寿期内承受不断增加的应力，一方面来自外部冷却剂的压力及热应力，另一方面来自内部的燃料肿胀、裂变气体释放造成的内应力和芯块与包壳相互作用产生的机械应力等这些严酷环境对包壳材料的要求非常高因此，包壳材料应该具有以下几个特点：1.具有小的中子吸收截面2.具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素3.具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性好4.具有好的强度、塑性及蠕变性能5.好的导热性能及低的线膨胀系数6.易于加工，焊接性能好。
7.材料容易获得，成本低综合以上因素，锆合金是一个较为优良的燃料包壳材料，并且已经在核反应堆中服役40多年，在未来的较长一段时间内锆合金仍将是主要的压水堆堆芯包壳材料二）目前除锆合金以外的包壳材料的主要问题有哪些铝是最先被考虑用作反应堆包壳的，这并不是说它特别适合反应堆，相反的，它的中子吸收截面和强度都不如镁和锆，但是，铝具有相对最成熟的工业基础，易于加工生产，且有一定的强度，好的导热性能和在373K以下较好的抗腐蚀性能镁的中子吸收截面是铝的1/4，对中子的经济性来说是很理想的材料，但镁在高温下会与二氧化碳起作用而被氧化在冶金及生产上的问题则集中在防火、抗氧化和增加蠕变强度上因此使用受到限制三）对于锆合金，相对于其他包壳材料有哪些优势锆在高温下强度高，延性好，中子吸收截面小，在高温水中抗腐蚀性能好，有较高的导热性和较好的加工性能，与二氧化铀芯块有较好的相容性因此，锆被广泛地用于反应堆作包壳材料虽然高纯锆具有良好的耐腐蚀性，而工业纯锆在高温水和蒸汽中易受N、C、Ni、Al、Si、V、O等杂质的影响，使其耐腐蚀性变差或不稳定试验表明，锆中加Sn或Nb，并配合少量Fe，Cr，Ni能提高高温耐腐蚀性，降低中子吸收截面等。
由于锆中加入锡或铌，锆合金被分为锆锡合金和锆铌合金加入2.5%Sn的Zr-1合金强化效果最好，但其抗高温水以及抗蒸汽腐蚀性差在其基础上发展了Zr-2合金，即合金锡量降低为1.5%，减少Sn对腐蚀的危害由于Zr-2合金有较好的耐腐蚀性，自1967年以来一直被用作沸水堆燃料包壳材料虽然Zr-2合金有着这些优点，但也存在一个很严重的缺点——高温下容易吸氢吸氢会使其脆化铌的优点是热中子截面小，可消除碳，铝，钛等杂质对耐蚀性的危害，减少吸氢量Zr-1Nb合金主要是俄国用作压水堆元件包壳材料Zr-1Nb合金含1%Nb，强度与塑性和Zr-2基本相似，但吸氢比Zr-2合金小，耐蚀性不如Zr-2Zr-2.5Nb合金强度比较高，相变强化和时效强化比较好，多用于压力管材它的耐蚀性不如锆锡合金，但吸氢率低，辐照腐蚀不敏感，耐高温蒸汽腐蚀作为一个燃料包壳的材料，其使用寿命越久越好腐蚀，织构，吸氢和应力腐蚀以及芯块与包壳的相互作用等对锆合金的力学性能危害较大，它们是限制锆合金使用寿命的重要因素四）能否通过对锆合金创新设计而避免类似的福岛氢气爆炸对于一个新锆合金有如下几个要求：1.提高热蠕变强度及辐照蠕变强度2.提高抗腐蚀能力。
3.提高抗辐照生长能力4.减少吸氢量锆合金的研究和开发与水冷反应堆的发展密切相关随着核反应堆技术的发展，传统的Zr-Sn合金已不能满足高燃耗组件的要求，研究和开发新型高性能锆合金变得十分活跃其研究方向是：一方面对传统锆合金（Zr-2，Zr-4）进行成分调整;另一方面是开发性能更好的新型锆合金，同时改进加工工艺以提高性能主要核国家竞相推出自己的新锆合金和高燃耗组件，并以此作为显示各自核反应堆发展水平的标志20世纪50年代初，美国根据其需要相继研究了Zr-1、Zr-2、Zr-3和Zr-4Zr-2合金自1955年首次服役于美国第一艘核潜艇虹鱼号，经过20多年的考核证明其作为包壳材料和压力管材料运行是可靠的随着反应堆技术的发展，研制出无镍Zr-2以减少运行过程中的氢化，进而发展成Zr-4合金Zr-4合金被用作压水堆、重水堆和石墨水冷堆的燃料元件包壳材料，其运行经验是相当成熟的前苏联则系统地研究了Zr-Nb系合金，1959年下水的原子能破冰船用Zr-1Nb合金作燃料包壳材料Zr-2.5Nb是在Zr-1Nb的基础上发展起来的，用作重水堆的压力管材料，这两种合金也有长期的运行经验在改善传统锆-锡合金抗水侧腐蚀性能特别是抗高温蒸汽腐蚀性能研究方面，最为突出的研究成果是推出低锡Zr-4合金。
改进Zr-4合金是将常规Zr-4合金的标准锡含量控制在下限，铁和铬含量控制到上限，同时控制Fe+Cr总量和Fe/Cr比优化Zr-4合金是在此基础上将氧、碳、硅列入合金元素对其含量进行严格控制对于Zr-2合金也有类似的研究结果，Sn含量控制在1.2%～1.5%，同时取高Fe或高Fe，Ni改进Zr-4合金的抗腐蚀性能有显著提高改进或优化Zr-4，由于没有超出Zr-4合金的标准成份范围，只进行了成分调整和严格限制，另一方面变化了加工工艺路线和改进了工艺技术，使性能得到显著提高，因而被迅速用于核工程，改进Zr-4被看作核用锆合金的第2代先进材料各国探索性能优于Zr-2和Zr-4的新型锆合金研究一直没有停止，进入20世纪80年代发展得更为活跃新合金的研究被看作是发展水堆用第3代锆合金新材料20世纪90年代以来，为了追求更高的压水堆燃料元件的性能，增加燃耗各国都开发研制了新型的锆合金锆合金的耐蚀是合金设计的主要依据，但需要指出，锆-锡合金的研究表明，用于核反应堆的锆合金性能，如腐蚀、吸氢和力学性能等性能规范和许多参数，如材料特征、材料加工工艺参数以及反應堆运行参数有着复杂的关联新锆合金打破了锆-锡，锆-铌合金的界限，采用新的思维，互相融合。
在原来锆合金的基础上取得了突破目前，世界各国对新锆合金的探索已经有了不错的进展我国开发了N18，N36，NZ2，NZ8等合金;法国开发了M4，M5合金;美国开发了ZIRLO合金;俄罗斯开发了E635合金;日本开发了NDA合金，韩国开发了HANA合金等五、结语本文简单介绍了案例教学法在核燃料包壳教学中的应用通过在课程中引入日本福岛核事故，突出了本教学内容在工程实践中的重要作用教学过程中通过对几个关键问题的讨论使学生对本课程的学习产生兴趣，提高了教学效果本教学案例也可以其他工科类课程的教学提供借鉴参考文献[1] 杨文斗编著.反应堆材料学[M].原子能出版社，2006.[2] 李文埮.核材料导论[M].化学工业出版社，2007.[3] 赵文金，周邦新，苗志，等.我国高性能锆合金的发展[J].原子能科学技术，2005，39（s1）：1-9.基金项目：华北电力大学2019 年“双一流”研究生培养建设项目 -全文完-。