第二讲核工程中的石墨和炭素

第二讲核工程中的石墨和炭素材料2核反应堆简介2.1核反应堆工程原理2.1.1原子核的结合能质量数为A的原子核由Z个质子和(A-Z)个中子组成,靠核力维系在一起,质子和中子都称为核子,原子核(或同位素)的质量测量表明:原子核的质量总比组成它的核子的质量之和要低,其差值称之为质量亏损.组成原子核时的质量亏损转化为维系核子在一起的结合能,即把单个核子结合成原子核时释放出来的能量,或把原子核拆散成单个核子时需要提供的能量.

根据爱因斯坦的相对论原理,质量和能量的转换关系为:E=mc2(1)式(1)中c是光速,c=2.998x108m/s.如果质量m以原子质量单位u,能量E以兆电子伏特(MeV)表示,则:E=mx931MeV组成原子核时每个核子的结合能为:式(2)中:B·E-原子核的结合能;M-原子核的质量.单个核子的结合能与原子核质量数的关系如图1

从图1中可以看出,质量数低的原子核中的核子的结合能比较低,随着质量数的增加,核子的结合能增加,在质量数为50~70之间达到最大值,随后又下降.这表明轻核聚合成重核,或重核分裂成中等质量数的两个原子核时,都可以释放出蕴藏在原子核中的巨大能量;轻核聚变释放出来的能量大于重核裂变释放出来的能量.2.1.2核裂变和核聚变理论上重核裂变成两个中等质量的原子核时可以释放出蕴藏在原子核中的巨大能量,但实际上自然界中只有占天然铀0.71%的同位素铀-235收中子后发生裂变时释放巨大的净能量.从式(3)中我们可以看到:铀-235分裂,除生成两个碎片(F)和释放出200MeV的能量外,还产生2~3个中子,这些中子再与铀-235发生反应时,产生下一代核裂变,形成链式反应.2.1.3核反应堆实现可控自持核裂变链式反应的装置叫核裂变反应堆,简称核反应堆或反应堆.核裂变链式反应由中子引发,要实现可控自持核裂变链式反应,首先要研究核裂变产生的中子的命运和平衡,核反应堆中中子有4种命运:参与下一代核裂变反应;被铀-238或钍-232吸收,产生新的易裂变同位素钚-239或铀-233;为别的元素吸收产生其他核反应,脱离裂变链;泄漏出反应堆堆芯,失去参与核裂变的机会.核反应堆中的中子平衡可以用有效倍增因子keff来描述:根据keff的大小,核反应堆有3种不同状态:keff<1时,每代核裂变生的中子数少于损失掉的中子数,即参与核裂变反应的中子数,逐代减少,核链式反应不能自持,最终熄灭,我们称反应堆处于亚临界状态或次临界状态.keff=1时,每代核裂变产生的中子数与损失掉的中子数相等,参与核裂变反应的中子数不变,核裂变链式反应自持,反应堆处于临界状态.keff>1时,每代核裂变产生的中子数大于损失掉的中子数,参与核裂变链式反应的中子数逐代增加,反应堆处于超临界状态.

核裂变反应增加的速度取决于keff偏离1的程度,由于每代核裂变的时间很短(水慢化的反应堆为2.1x10-4s,石墨慢化的反应堆为1.6x10-2s),过大的偏离易使核反应堆失控,造成事故.因为裂变速度增加意味着能量释出的速度增加,如果反应堆冷却系统不能及时地把裂变能载带出去,反应堆堆芯温度会越来越高,造成堆心熔化,甚至爆炸.2.2核反应堆构造核反应堆根据其功能可以分为生产堆(它的主要功能是生产易裂变同位素钚-239)、动力堆(主要功能是生产蒸汽电力)和试验堆(主要功能是进行科学和工程研究);根据其核裂变的中子能量分成热中子堆和快中子堆;根据所用的冷却不同,分为轻水堆、重水堆、气冷堆和液态金属反应堆.各种反应堆在结构设计、材料选择和使用条件的确定上,有各自的特点,它们的共同要求是:最有效地利用宝贵的铀资源,最大限度地利用核裂变释放出来的能量,最大程度地约束裂变产生的放射性裂变产物,以保证环境和工作人员的安全.石墨和炭素材料在高温气冷堆中得到最充分的利用,下面以高温气冷堆为例,看看构成核反应堆的主要系统及其功能.图2是德国200MW高温气冷模块堆的结构示意图.1)反应堆堆芯反应堆堆芯也称活性区,核裂变在这里发生,是核反应堆能量和放射性裂变产物的发源地,因而是反应堆的心脏.反应堆堆芯由核燃料、结构材料和慢化材料组成,冷却剂流经堆芯带出核裂变释放出的能量并防止堆芯构件因温度太高而失效,控制材料也以一定的形式存在于反应堆堆芯中,用于控制裂变速率.核燃料通常是铀,根据反应堆设计要求,其易裂变核素铀-235的富集程度不同,对于热中子动力堆,其富集程度在10%以下,轻水堆通常在2%~6%之间,快中子堆的富集度约在20%左右.上面我们已提到人造易裂变同位素钚-239和铀-233,这两种同位素自然界中只有痕量,也只有核反应堆才能提供强大的中子源,大规模地制造它们,其产生过程如下:即可裂变同位素铀-238和钍-232吸收一个中子后,形成不稳定的复合核,经两次β衰变后生成.钚-239和铀-233的核性能相似(在热中子能区,铀-233裂变产生的中子数比铀-235多,在快中子能区,钚-239产生的裂变中子数比铀-235多).

结构材料把核燃料包覆起来,防止核裂变产生的放射性产物释放出来,危及环境和工作人员的安全;把燃料分隔成可独立操作的单元,赋于这些单元以一定的空间布置,保证最佳的中子慢化和热工水力学条件,使核裂变能够有效地进行,产生的能量能够顺利地导出.堆芯结构材料处在高温强辐照场中,工作条件最为苛刻,它除必须满足常规高温结构材料的要求外,还必须具有中子吸收截面低,耐辐照性能好的特性,这是核反应堆结构材料中需要特殊研究的部分(其他部分可以借用其他常规工程材料).

慢化材料把裂变产生的能量为2MeV的中子慢化下来,因为中子与易裂变材料产生核裂变反应的几率与中子能量的平方根成反比,这就是为什么目前绝大多数反应堆都是热中子堆的理由.中子慢化的机理是中子与慢化材料原子发生弹性或非弹性碰撞(在中子慢化和慢化材料,石墨的辐照损伤中详细介绍),对慢化材料的基本要求是质量数低,散射截面Rs大,吸收截面Ra小,单位体积的原子密度大,常用的慢化材料有轻水、重水和石墨.,2)反射层和绝热层这是高温气冷堆特有的构件,见图2.反射层是构成活性区腔体的腔壁,由石墨砌成,它赋于反应堆堆芯以一定的形状,同时把从活性区中泄漏出来的中子反射回去,从而增加中子不泄漏几率,即增加keff,节省铀资源.绝热层环绕在反射层外侧,由含硼炭砖砌成,其作用是吸收从反射层中泄漏出来的中子和隔热,防止堆芯容器3和压力壳5遭受辐照损伤和高温的作用而使性能过早地退化.3)冷却系统冷却系统包括冷却材料及使其得以完成冷却功能的相关构件和部件.冷却剂的作用是载出堆芯中核裂变产生的能量,保护堆芯材料不致因温度过高而失效,造成事故.常用的冷却剂有轻水、CO2、He和液体金属钠及其合金.对冷却剂的主要要求是中子吸收截面低,导热性好,热容量大,腐蚀性小.冷却系统因堆型不同而各异,200MW高温气冷模块堆的冷却系统见图2.4)控制系统控制系统由中子探测系统、控制棒驱动系统和控制棒组成.中子探测系统探测核裂变密度即反应堆功率,作为反应堆控制系统的输入信号,反应堆控制棒驱动系统根据运行要求和探测到的信号,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,改变(热)中子利用系数f,达到控制反应堆运行功率的目的.为了确保反应堆安全运行,通常都配备两套操作原理不同的控制系统,一套用于常规控制和停堆;一套用于事故紧急停堆.5)燃料元件装卸系统反应堆运行过程中,燃料元件中的核燃料不断裂变而消耗掉,称之为燃耗,工程上常用MWd/tH来表示,即每吨重金属(铀、钍或钚)产生-兆-瓦日的能量,达到设计燃耗的燃料元件称之为乏燃料元件,必须从反应堆芯中卸出更换新的燃料元件,反应堆才