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1、图 1每个核子的结合能与质量数的关系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=2.998?108m/s。如果质量 m 以原子质量单位 u、能量 E 以兆
2、电子伏特(MeV)表示,则:E=m?931MeV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11。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都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
3、天然铀 0.71%的同位素铀-235 吸收中子后发生裂变时释放巨大的净能量。U-235+n?2F+(2 3)n+200 MeV(3)从式(3)中我们可以看到:铀-235 分裂,除生2000 年第 2 期CARBON TECHNIQUES2000?2总第 107期炭素技术SUM107核工程中的石墨和炭素材料(第二讲)徐世江(清华大学核能技术设计研究所,北京 102201)GRAPHITE AND CARBONACEOUS MATERIAL INNUCLEAR ENGINEERINGXU Sh-i jiang(Institute of Nuclear Energy T echnology,Tsin
4、ghua University,Beijing 102201,China)?45?第 2期徐世江核工程中的石墨和炭素材料(第二讲)?f?a?=?平均每代核裂变产生的中子数平均每代核裂变损失掉的中子数keff=成两个裂变碎片(F)和释放出 200 MeV 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。根据不同条件,核裂变链式反应可以是自持的或断裂的(爆炸或熄灭掉)。在地球环境中,可以用于核聚变的反应有2:D-D 反应:D+D?3He(0.82)+1n(2.45)D+D?3T(1.01)+1p(3.02)D-T 反应:D+T?4He(3.5)+
5、1n(14.1)D+3He?4He(3.6)+21p(14.7)总反应:6D?24He+21n+21p(43.3)式中 D 为氘;T 为氚;p 为质子;n 为中子;括号内的数字为相应粒子或反应的能量,MeV。从上述数据可以看出:单位质量核聚变释放出来的能量约为核裂变释放出来的能量的 4 倍,释放出来的中子数比核裂变释放数高约 15倍(D-D 反应)18 倍(D-T 反应)。因此核聚变反应堆不仅是能源装置,也是提供强大的中子源、转化可裂变材料、生产易裂变材料的装置。引发核聚变反应需要极高的温度,D-D 反应约为 6 亿度,D-T 反应约为 2亿度。人类目前还只能实现不可控核聚变?氢弹,其需要的高
6、温由裂变原子弹爆炸提供。可控核聚变的研究已经取得了巨大的进展,但工业规模利用核聚变能,尚需时日。其中材料是实现可控核聚变反应的关键技术之一(由于材料在核聚变反应堆中的工作条件十分苛刻,有些实验条件只有在实际的聚变堆中才能实现,如能量为 14.1 MeV 的强中子流。聚变反应堆的材料的研究还有相当一部分处于分析、推断阶段。因此本讲座不拟对聚变堆用石墨和炭素材料作详细讨论)。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
7、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2.1?10-4s,石墨慢化的反应堆为 1.6?10-2s3),过大的偏离易使核反应堆失控,造成事故。因为裂变速
8、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。keff可以用下式定量地描述:keff=?p1p2f式中?有效裂变中子数;?快中子倍增因子;p1?逃脱共振吸收的几率;p2?逃脱泄漏的几率;f?热中子利用系数。下面简要地介绍一下上述各参数的物理意义:有效裂变中子数?易裂变同位素吸收一个中子后,不是 100%都发生裂变,所以吸收一个中子后释放出的中子数与裂变后产生的中子数不同。,这里?是每次裂变释放出来的中子数;?f是易裂变同位素的微观裂变截面,即为与中子发生核裂变反应的几率,其单位为 b(arr)或巴(恩),数值上等
9、于 10-28m2;?a是易裂变同位素的微观吸收截面,它包括裂变吸收和非裂变吸收。快中子倍增因子?反应堆燃料中都含铀-238,它不和热中子发生裂变反应,但和能量大于 1 MeV的快中子发生裂变反应,使裂变中子数增加。逃脱共振吸收的几率 p1裂变中子的平均能量为 2 MeV,在其慢化为热中子的过程中,在某些能量区间,铀-238强烈吸收中子,其吸收的程度与中子慢化过程的速度有关,慢化速度越快,中子逃脱共振吸收的几率越大。中子慢化速度取决于所用的慢化材料。逃脱泄漏的几率 p2裂变中子具有很高的?46?炭素技术2000年图 2高温气冷模块堆结构示意图能量,以很快的速度向各个方向运动,被慢化剂散射、慢化
10、。在这一过程中总有一部分中子会逃脱堆芯,不再参与裂变反应。p2与堆芯结构、几何尺寸和所用的慢化材料有关。p2还可以用反射层把泄漏出去的中子反射回堆芯而增加。热中子利用系数 ff 的物理意义和数值可以用下式来表达,式中:式中 VF?核燃料的体积,m3;VM?慢化材料的体积,m3;VP?寄生材料的体积,m3;观吸收截面(m2),所以?a 的单位是(m-1);?F、?M、?P?相应材料中的(热)中子通量或注量率,n/(m2?s)。中子寄生吸收包括除燃料和慢化剂以外堆芯中所有材料的吸收,如堆芯结构材料、冷却材料、杂质和裂变产物、控制材料的吸收。当然慢化材料的中子吸收也是有害吸收。为了充分利用中子,减少
11、核燃料的消耗,核反应堆堆芯材料的寄生吸收应尽量低。上一讲中我们提到提供高纯石墨成为建造世界上第一座反应堆的关键,原因就在于此。和所有动力装置一样,核反应堆的运行包括启动、调节功率、稳定运行和停堆等工况。核反应堆启动就是使其 keff1,参与裂变的中子数随时间增加,即反应堆功率增加,待达到所需功率后,调节 keff=1,保持参与裂变的中子数(功率)不变,停堆时则使 keff 1。从上面分析中可以知道,调节 keff可以有很多方法,如增加中子泄漏率,增加中子非裂变吸收。热中子反应堆调节 keff的最有效办法是向堆芯中插入或抽出含中子吸收截面大的物质的部件,如硼及硼化物,银-铟-镉合金等,改变热中子
12、利用系数,达到改变 keff,控制反应堆的目的。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或电力)和试验堆(主要功能是进行科学和工程研究);根据其引发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
13、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 200 MW 高温气冷模块堆的结构示意图4。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1?反应堆堆芯;2?反射层和绝热层;3?堆芯容器;4?堆底结构;5?反应堆压力容器;6?小球停堆系统;7?反射层内
14、控制棒;8?燃料元件装料管;9?热气导管;10?冷气导管;11?燃料元件卸料装置;12?小球停堆元件操纵装置;13?壁面冷却器;14?壁面冷却器后端;15?壁面冷却器前端;16?中子注量率测量仪表;17?破损燃料元件罐;18?加热管束;19?蒸汽发生器压力壳;20?蒸汽发生器供水管;21?蒸汽管道;22?一回路循环风机。?47?第 2期徐世江核工程中的石墨和炭素材料(第二讲)23892U+10n23992U?23993Np?23994Pu23290Th+10n23390Th?23391Pa?23392U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。
15、除天然易裂变同位素铀-235外,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?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)。元素的化学形态不影响其核性能,所以核燃料可以金属、化合物或其他形式使用而不影响其裂变特性。通常生产堆用金属铀,动力堆基本上都用二氧化铀,试验堆有时也用铀的其他化合
16、物,如铀硅化合物。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研究的成果,必要时作少许调整),因此,反应堆结构材料这一术语,往往专指堆芯结构材料。常用的堆芯结构材料有铝及铝合金、镁合金、锆合金、不锈钢和
17、石墨。慢化材料把裂变产生的能量为 2 MeV 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?s大,吸收截面?a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。在高温气冷球床堆中,堆芯是随机堆积在由石墨砌成的腔体中的球形燃料元件堆积体。核燃料被分散成直径约为 500?m 的二氧化铀球形颗粒,阻挡裂变产物释放的包壳材料是热解沉积在其上面的热解炭和热解碳化硅
18、复合包覆层。经包覆后的燃料颗粒弥散在石墨基体材料里,用冷准等静压的办法压制成球形燃料元件。石墨基体材料既是慢化材料,又是结构材料。冷却剂 He 在球形燃料元件空隙中流过,带出裂变能。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
19、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,200 MW 高温气冷模块堆的冷却系统见图 2。高压He 气(2?106 4?106Pa)经 He 风机 22 驱动,由冷气导管 10进入堆芯容器和反射层之间,然后向上进入顶反射层上方,折向下穿过顶反射层,流经堆芯,带出裂变能,穿过底反射层进入热气联箱,混匀后经热气导管9 进入蒸气发生器,把热量传给加热管束,产生蒸气,冷却后的 H
20、e 气返回He 风机。产生的蒸气送汽器轮发电机发电。蒸气生产和发电系统属常规岛,不再属核岛。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。控制系统通常由两路独立的电网供电,其中一路发生故障时,另一路自动投入。此外,反应堆
21、厂房还自备蓄电池组和柴油发电机组,在两路电网同时发生故障时,蓄电池组立即自动投入,柴油发电机组立即启动,以保证控制系统能顺利地使?48?炭素技术2000年反应堆停止运行。图 2 中的 7是反射层内控制棒,用于常规控制和停堆,小球停堆系统 6,12供事故停堆使用,16 是中子注量率测量仪表。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)产生一兆?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,反应堆才能继续运行。由于乏燃料元件具有极强的放射性,更换燃料元件
22、必须用特殊的装置极其困难地进行。通常反应堆换料都是间歇进行的,高温气冷球床堆换料是连续式的。球形燃料元件依靠自身的重力流经堆芯 1,在其中产生核裂变释放出能量,在堆芯漏斗形底部进入卸料管到达卸料装置 11。卸料装置首先把破碎的燃料球分离出去,送碎球贮存罐贮存;对完好的燃料球进行燃耗测量,已达到设计燃耗的燃料元件送到乏燃料元件贮存装置,没有达到设计燃耗的燃料元件用气动输运装置送回堆顶,经装料管 8 重新装入堆芯。与此同时通过装料管装入与离开球流相同数量的新燃料球到堆芯中。燃料元件通过堆芯的次数根据反应堆设计可在 5 6 次到 17 18次之间变化。6)其他系统核反应堆是一个复杂的装置,除上述系统
23、外,还有辐射防护系统、通风系统、给排水系统等,限于篇幅,这里不作一一介绍。下一讲我们将具体介绍高温气冷堆中石墨和炭素材料构件的功能和工作负荷。参考文献:1 S GLASSTON,A SESONSKE.Nuclear reactor engineering3rd edition.New York,Cincinnati,Atlanda,Dallas,SanFrancis co,London,Toronto,Mulbourne.Van Norstrand.Reinhold Company.1981.8.2 长谷川正义,三岛良绩.核反应堆材料手册.原子能出版社,1987,745 756.3 长谷川正义
24、,三岛良绩.核反应堆材料手册.原子能出版社,1987,233.4 H NABIELEK.U S/FRG Experts M eeting on Fuel Perfor-mance under Accident Conditions,HTA-IB-2/90,Juel-ich,Germany.1990,171.文摘200005 氟化活性炭纤维的孔结构和吸附性能 刊,日/K.Kaneko,N.Setoyama,G.Li,et al?TANSO,1999(187):71 76通过 N2吸附和 XPS 阐述了氟化活性炭纤维(F-ACF)和氟化炭黑的表面形态。XPS 测试表明 C?F 键不是离子键,而是共
25、价键。虽然 F-ACF 总的吸附量降低,但 F-ACF 的N2吸附等温线属于?型吸附等温线,并且在较低的相对压力范围内吸附是主要的。通过氟化 ACF 的孔径降至 0.21 nm,通过 X 射线和化学分析从微晶尺寸考虑,只有三个堆积片外部超微石墨层被氟化。由超微晶石墨片的氟化引起孔壁厚度增加,这与由氟化引起孔径下降是相一致的,同时测量了H2O、CH3OH、C2H5OH 的吸附等温线。F-ACF 表现出了相当的憎水性,虽然 F-ACF 的 CH3OH 和 C2H5OH 的吸附等温线在较低的相对压力范围内具有 S 形的特征,但它们的吸附等温线却属于?型。图 11 表 1 参 41200006 炭纤维
26、的热处理对炭纤维(CF)/热解碳化硅 SiC复合材料机械性能的影响 刊,日/Guobin Zheng,HideakiSano,Yasuo Uchiyama,et al?TANSO,1999(187):77 82用 PCS(polycarbosilane)浸渍/热解技术制备了炭纤维增强 SiC 复合材料,对 PAN 基炭纤维在 1400,1 500,1 600,1 800,2 000?下分别热处理 1 h 后,研究了热处理温度对炭纤维及 CF/SiC 复合材料的机械性能的影响。结果表明,随HT T 升高,炭纤维的结晶度和弹性模量稍有增加,在 1400 1 600?之间炭纤维的抗拉强度达到最大值,
27、而 CF/SiC 复合材料的极限拉伸载荷与炭纤维的强度没有直接关系,炭纤维在 1 400?热处理的 CF/SiC 复合材料具有较低的抗拉强度,并且完全脆性断裂;炭纤维在 1 500?和 2 000?下热处理的复合材料具有适中的极限抗拉载荷(U TL)和较短的纤维拔出长度(低于 5?m);CF 在 1 600?和 1 800?下热处理的复合材料具有最大的 UT L 和较长的纤维拔出长度(20 30?m),这主要是由于界面发生的变化。随热处理温度的升高,炭纤维的石墨化度增加,炭纤维的表面活性降低,炭纤维与基体间的结合变弱,然而对于 CF 在 2 000?下热处理的复合材料来说,被认为是表面粗糙起毛面使界面坚硬,导致较低强度和较短的纤维拔出长度。图 10参 15200007 建议用 Diamond 法分析中间相炭微球的炭层分布刊,日/Hiroyuki Fujimoto,Minoru Shiraishi?TANSO,1999(187):83 87最速下降法是用于通过 Diamond 法分析炭尺寸分布结果进行测试的最小二乘法之一,并且用 X 射线衍射法测试了在较低的温度下中间相炭微球的散乱强度。传统的矩阵法有负直方图,而文中所用方法却没有这样的直方图,这就使讨论温度与炭层平均尺寸及分布之间的关系成为可能。图 5表1参 9古力编译