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核反應堆簡介2.1核反應堆工程原理2.1.1原子核的結合能質量數(shù)為A的原子核由Z個質子和(A-Z)個中子組成,靠核力維系在一起,質子和中子都稱為核子,原子核(或同位素)的質量測量表明:原子核的質量總比組成它的核子的質量之和要低,其差值稱之為質量虧損.組成原子核時的質量虧損轉化為維系核子在一起的結合能,即把單個核子結合成原子核時釋放出來的能量,或把原子核拆散成單個核子時需要提供的能量.

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

從圖1中可以看出,質量數(shù)低的原子核中的核子的結合能比較低,隨著質量數(shù)的增加,核子的結合能增加,在質量數(shù)為50~70之間達到最大值,隨后又下降.這表明輕核聚合成重核,或重核分裂成中等質量數(shù)的兩個原子核時,都可以釋放出蘊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中等質量的原子核時可以釋放出蘊藏在原子核中的巨大能量,但實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,除生成兩個碎片(F)和釋放出200MeV的能量外,還產生2~3個中子,這些中子再與鈾-235發(fā)生反應時,產生下一代核裂變,形成鏈式反應.2.1.3核反應堆實現(xiàn)可控自持核裂變鏈式反應的裝置叫核裂變反應堆,簡稱核反應堆或反應堆.核裂變鏈式反應由中子引發(fā),要實現(xiàn)可控自持核裂變鏈式反應,首先要研究核裂變產生的中子的命運和平衡,核反應堆中中子有4種命運:參與下一代核裂變反應;被鈾-238或釷-232吸收,產生新的易裂變同位素钚-239或鈾-233;為別的元素吸收產生其他核反應,脫離裂變鏈;泄漏出反應堆堆芯,失去參與核裂變的機會.核反應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,核反應堆有3種不同狀態(tài):keff<1時,每代核裂變生的中子數(shù)少于損失掉的中子數(shù),即參與核裂變反應的中子數(shù),逐代減少,核鏈式反應不能自持,最終熄滅,我們稱反應堆處于亞臨界狀態(tài)或次臨界狀態(tài).keff=1時,每代核裂變產生的中子數(shù)與損失掉的中子數(shù)相等,參與核裂變反應的中子數(shù)不變,核裂變鏈式反應自持,反應堆處于臨界狀態(tài).keff>1時,每代核裂變產生的中子數(shù)大于損失掉的中子數(shù),參與核裂變鏈式反應的中子數(shù)逐代增加,反應堆處于超臨界狀態(tài).

核裂變反應增加的速度取決于keff偏離1的程度,由于每代核裂變的時間很短(水慢化的反應堆為2.1x10-4s,石墨慢化的反應堆為1.6x10-2s),過大的偏離易使核反應堆失控,造成事故.因為裂變速度增加意味著能量釋出的速度增加,如果反應堆冷卻系統(tǒng)不能及時地把裂變能載帶出去,反應堆堆芯溫度會越來越高,造成堆心熔化,甚至爆炸.2.2核反應堆構造核反應堆根據(jù)其功能可以分為生產堆(它的主要功能是生產易裂變同位素钚-239)、動力堆(主要功能是生產蒸汽電力)和試驗堆(主要功能是進行科學和工程研究);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)金屬反應堆.各種反應堆在結構設計、材料選擇和使用條件的確定上,有各自的特點,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生的放射性裂變產物,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,看看構成核反應堆的主要系統(tǒng)及其功能.圖2是德國200MW高溫氣冷模塊堆的結構示意圖.1)反應堆堆芯反應堆堆芯也稱活性區(qū),核裂變在這里發(fā)生,是核反應堆能量和放射性裂變產物的發(fā)源地,因而是反應堆的心臟.反應堆堆芯由核燃料、結構材料和慢化材料組成,冷卻劑流經堆芯帶出核裂變釋放出的能量并防止堆芯構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堆堆芯中,用于控制裂變速率.核燃料通常是鈾,根據(jù)反應堆設計要求,其易裂變核素鈾-235的富集程度不同,對于熱中子動力堆,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,也只有核反應堆才能提供強大的中子源,大規(guī)模地制造它們,其產生過程如下:即可裂變同位素鈾-238和釷-232吸收一個中子后,形成不穩(wěn)定的復合核,經兩次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裂變產生的中子數(shù)比鈾-235多,在快中子能區(qū),钚-239產生的裂變中子數(shù)比鈾-235多).

結構材料把核燃料包覆起來,防止核裂變產生的放射性產物釋放出來,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條件,使核裂變能夠有效地進行,產生的能量能夠順利地導出.堆芯結構材料處在高溫強輻照場中,工作條件最為苛刻,它除必須滿足常規(guī)高溫結構材料的要求外,還必須具有中子吸收截面低,耐輻照性能好的特性,這是核反應堆結構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).

慢化材料把裂變產生的能量為2MeV的中子慢化下來,因為中子與易裂變材料產生核裂變反應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)反應堆都是熱中子堆的理由.中子慢化的機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介紹),對慢化材料的基本要求是質量數(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件,見圖2.反射層是構成活性區(qū)腔體的腔壁,由石墨砌成,它賦于反應堆堆芯以一定的形狀,同時把從活性區(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,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構件和部件.冷卻劑的作用是載出堆芯中核裂變產生的能量,保護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.對冷卻劑的主要要求是中子吸收截面低,導熱性好,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)由中子探測系統(tǒng)、控制棒驅動系統(tǒng)和控制棒組成.中子探測系統(tǒng)探測核裂變密度即反應堆功率,作為反應堆控制系統(tǒng)的輸入信號,反應堆控制棒驅動系統(tǒng)根據(jù)運行要求和探測到的信號,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,達到控制反應堆運行功率的目的.為了確保反應堆安全運行,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)反應堆運行過程中,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)產生-兆-瓦日的能量,達到設計燃耗的燃料元件稱之為乏燃料元件,必須從反應堆芯中卸出更換新的燃料元件,反應堆才