第二講核工程中的石墨和炭素

第二講核工程中的石墨和炭素材料2核反應(yīng)堆簡(jiǎn)介2.1核反應(yīng)堆工程原理2.1.1原子核的結(jié)合能質(zhì)量數(shù)為A的原子核由Z個(gè)質(zhì)子和(A-Z)個(gè)中子組成,靠核力維系在一起,質(zhì)子和中子都稱為核子,原子核(或同位素)的質(zhì)量測(cè)量表明:原子核的質(zhì)量總比組成它的核子的質(zhì)量之和要低,其差值稱之為質(zhì)量虧損.組成原子核時(shí)的質(zhì)量虧損轉(zhuǎn)化為維系核子在一起的結(jié)合能,即把單個(gè)核子結(jié)合成原子核時(shí)釋放出來的能量,或把原子核拆散成單個(gè)核子時(shí)需要提供的能量.

根據(jù)愛因斯坦的相對(duì)論原理,質(zhì)量和能量的轉(zhuǎn)換關(guān)系為:E=mc2(1)式(1)中c是光速,c=2.998x108m/s.如果質(zhì)量m以原子質(zhì)量單位u,能量E以兆電子伏特(MeV)表示,則:E=mx931MeV組成原子核時(shí)每個(gè)核子的結(jié)合能為:式(2)中:B·E-原子核的結(jié)合能;M-原子核的質(zhì)量.單個(gè)核子的結(jié)合能與原子核質(zhì)量數(shù)的關(guān)系如圖1

從圖1中可以看出,質(zhì)量數(shù)低的原子核中的核子的結(jié)合能比較低,隨著質(zhì)量數(shù)的增加,核子的結(jié)合能增加,在質(zhì)量數(shù)為50~70之間達(dá)到最大值,隨后又下降.這表明輕核聚合成重核,或重核分裂成中等質(zhì)量數(shù)的兩個(gè)原子核時(shí),都可以釋放出蘊(yùn)藏在原子核中的巨大能量;輕核聚變釋放出來的能量大于重核裂變釋放出來的能量.2.1.2核裂變和核聚變理論上重核裂變成兩個(gè)中等質(zhì)量的原子核時(shí)可以釋放出蘊(yùn)藏在原子核中的巨大能量,但實(shí)際上自然界中只有占天然鈾0.71%的同位素鈾-235收中子后發(fā)生裂變時(shí)釋放巨大的凈能量.從式(3)中我們可以看到:鈾-235分裂,除生成兩個(gè)碎片(F)和釋放出200MeV的能量外,還產(chǎn)生2~3個(gè)中子,這些中子再與鈾-235發(fā)生反應(yīng)時(shí),產(chǎn)生下一代核裂變,形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng).2.1.3核反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)可控自持核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的裝置叫核裂變反應(yīng)堆,簡(jiǎn)稱核反應(yīng)堆或反應(yīng)堆.核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)由中子引發(fā),要實(shí)現(xiàn)可控自持核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng),首先要研究核裂變產(chǎn)生的中子的命運(yùn)和平衡,核反應(yīng)堆中中子有4種命運(yùn):參與下一代核裂變反應(yīng);被鈾-238或釷-232吸收,產(chǎn)生新的易裂變同位素钚-239或鈾-233;為別的元素吸收產(chǎn)生其他核反應(yīng),脫離裂變鏈;泄漏出反應(yīng)堆堆芯,失去參與核裂變的機(jī)會(huì).核反應(yīng)堆中的中子平衡可以用有效倍增因子keff來描述:根據(jù)keff的大小,核反應(yīng)堆有3種不同狀態(tài):keff<1時(shí),每代核裂變生的中子數(shù)少于損失掉的中子數(shù),即參與核裂變反應(yīng)的中子數(shù),逐代減少,核鏈?zhǔn)椒磻?yīng)不能自持,最終熄滅,我們稱反應(yīng)堆處于亞臨界狀態(tài)或次臨界狀態(tài).keff=1時(shí),每代核裂變產(chǎn)生的中子數(shù)與損失掉的中子數(shù)相等,參與核裂變反應(yīng)的中子數(shù)不變,核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自持,反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài).keff>1時(shí),每代核裂變產(chǎn)生的中子數(shù)大于損失掉的中子數(shù),參與核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的中子數(shù)逐代增加,反應(yīng)堆處于超臨界狀態(tài).

核裂變反應(yīng)增加的速度取決于keff偏離1的程度,由于每代核裂變的時(shí)間很短(水慢化的反應(yīng)堆為2.1x10-4s,石墨慢化的反應(yīng)堆為1.6x10-2s),過大的偏離易使核反應(yīng)堆失控,造成事故.因?yàn)榱炎兯俣仍黾右馕吨芰酷尦龅乃俣仍黾?如果反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)不能及時(shí)地把裂變能載帶出去,反應(yīng)堆堆芯溫度會(huì)越來越高,造成堆心熔化,甚至爆炸.2.2核反應(yīng)堆構(gòu)造核反應(yīng)堆根據(jù)其功能可以分為生產(chǎn)堆(它的主要功能是生產(chǎn)易裂變同位素钚-239)、動(dòng)力堆(主要功能是生產(chǎn)蒸汽電力)和試驗(yàn)堆(主要功能是進(jìn)行科學(xué)和工程研究);根據(jù)其核裂變的中子能量分成熱中子堆和快中子堆;根據(jù)所用的冷卻不同,分為輕水堆、重水堆、氣冷堆和液態(tài)金屬反應(yīng)堆.各種反應(yīng)堆在結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、材料選擇和使用條件的確定上,有各自的特點(diǎn),它們的共同要求是:最有效地利用寶貴的鈾資源,最大限度地利用核裂變釋放出來的能量,最大程度地約束裂變產(chǎn)生的放射性裂變產(chǎn)物,以保證環(huán)境和工作人員的安全.石墨和炭素材料在高溫氣冷堆中得到最充分的利用,下面以高溫氣冷堆為例,看看構(gòu)成核反應(yīng)堆的主要系統(tǒng)及其功能.圖2是德國(guó)200MW高溫氣冷模塊堆的結(jié)構(gòu)示意圖.1)反應(yīng)堆堆芯反應(yīng)堆堆芯也稱活性區(qū),核裂變?cè)谶@里發(fā)生,是核反應(yīng)堆能量和放射性裂變產(chǎn)物的發(fā)源地,因而是反應(yīng)堆的心臟.反應(yīng)堆堆芯由核燃料、結(jié)構(gòu)材料和慢化材料組成,冷卻劑流經(jīng)堆芯帶出核裂變釋放出的能量并防止堆芯構(gòu)件因溫度太高而失效,控制材料也以一定的形式存在于反應(yīng)堆堆芯中,用于控制裂變速率.核燃料通常是鈾,根據(jù)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)要求,其易裂變核素鈾-235的富集程度不同,對(duì)于熱中子動(dòng)力堆,其富集程度在10%以下,輕水堆通常在2%~6%之間,快中子堆的富集度約在20%左右.上面我們已提到人造易裂變同位素钚-239和鈾-233,這兩種同位素自然界中只有痕量,也只有核反應(yīng)堆才能提供強(qiáng)大的中子源,大規(guī)模地制造它們,其產(chǎn)生過程如下:即可裂變同位素鈾-238和釷-232吸收一個(gè)中子后,形成不穩(wěn)定的復(fù)合核,經(jīng)兩次β衰變后生成.钚-239和鈾-233的核性能相似(在熱中子能區(qū),鈾-233裂變產(chǎn)生的中子數(shù)比鈾-235多,在快中子能區(qū),钚-239產(chǎn)生的裂變中子數(shù)比鈾-235多).

結(jié)構(gòu)材料把核燃料包覆起來,防止核裂變產(chǎn)生的放射性產(chǎn)物釋放出來,危及環(huán)境和工作人員的安全;把燃料分隔成可獨(dú)立操作的單元,賦于這些單元以一定的空間布置,保證最佳的中子慢化和熱工水力學(xué)條件,使核裂變能夠有效地進(jìn)行,產(chǎn)生的能量能夠順利地導(dǎo)出.堆芯結(jié)構(gòu)材料處在高溫強(qiáng)輻照?qǐng)鲋?工作條件最為苛刻,它除必須滿足常規(guī)高溫結(jié)構(gòu)材料的要求外,還必須具有中子吸收截面低,耐輻照性能好的特性,這是核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料中需要特殊研究的部分(其他部分可以借用其他常規(guī)工程材料).

慢化材料把裂變產(chǎn)生的能量為2MeV的中子慢化下來,因?yàn)橹凶优c易裂變材料產(chǎn)生核裂變反應(yīng)的幾率與中子能量的平方根成反比,這就是為什么目前絕大多數(shù)反應(yīng)堆都是熱中子堆的理由.中子慢化的機(jī)理是中子與慢化材料原子發(fā)生彈性或非彈性碰撞(在中子慢化和慢化材料,石墨的輻照損傷中詳細(xì)介紹),對(duì)慢化材料的基本要求是質(zhì)量數(shù)低,散射截面Rs大,吸收截面Ra小,單位體積的原子密度大,常用的慢化材料有輕水、重水和石墨.,2)反射層和絕熱層這是高溫氣冷堆特有的構(gòu)件,見圖2.反射層是構(gòu)成活性區(qū)腔體的腔壁,由石墨砌成,它賦于反應(yīng)堆堆芯以一定的形狀,同時(shí)把從活性區(qū)中泄漏出來的中子反射回去,從而增加中子不泄漏幾率,即增加keff,節(jié)省鈾資源.絕熱層環(huán)繞在反射層外側(cè),由含硼炭磚砌成,其作用是吸收從反射層中泄漏出來的中子和隔熱,防止堆芯容器3和壓力殼5遭受輻照損傷和高溫的作用而使性能過早地退化.3)冷卻系統(tǒng)冷卻系統(tǒng)包括冷卻材料及使其得以完成冷卻功能的相關(guān)構(gòu)件和部件.冷卻劑的作用是載出堆芯中核裂變產(chǎn)生的能量,保護(hù)堆芯材料不致因溫度過高而失效,造成事故.常用的冷卻劑有輕水、CO2、He和液體金屬鈉及其合金.對(duì)冷卻劑的主要要求是中子吸收截面低,導(dǎo)熱性好,熱容量大,腐蝕性小.冷卻系統(tǒng)因堆型不同而各異,200MW高溫氣冷模塊堆的冷卻系統(tǒng)見圖2.4)控制系統(tǒng)控制系統(tǒng)由中子探測(cè)系統(tǒng)、控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)和控制棒組成.中子探測(cè)系統(tǒng)探測(cè)核裂變密度即反應(yīng)堆功率,作為反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的輸入信號(hào),反應(yīng)堆控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)根據(jù)運(yùn)行要求和探測(cè)到的信號(hào),把控制棒(由中子吸收截面大的元素制成,如B、Cd、Hf等)插入或移出堆芯,改變(熱)中子利用系數(shù)f,達(dá)到控制反應(yīng)堆運(yùn)行功率的目的.為了確保反應(yīng)堆安全運(yùn)行,通常都配備兩套操作原理不同的控制系統(tǒng),一套用于常規(guī)控制和停堆;一套用于事故緊急停堆.5)燃料元件裝卸系統(tǒng)反應(yīng)堆運(yùn)行過程中,燃料元件中的核燃料不斷裂變而消耗掉,稱之為燃耗,工程上常用MWd/tH來表示,即每噸重金屬(鈾、釷或钚)產(chǎn)生-兆-瓦日的能量,達(dá)到設(shè)計(jì)燃耗的燃料元件稱之為乏燃料元件,必須從反應(yīng)堆芯中卸出更換新的燃料元件,反應(yīng)堆才