第一讲 核工程中的石墨 和炭素材料 ØØ1 1 石墨和炭素材料与核工程石墨和炭素材料与核工程ØØ1.1 1.1 核工程在烽火中诞生核工程在烽火中诞生ØØ 19381938年底到年底到19401940年初年初, ,德国科学家德国科学家O.HahnO.Hahn和和L.MeitnerL.Meitner发现铀原子吸收中子后发生分裂并释放出巨大的能量发现铀原子吸收中子后发生分裂并释放出巨大的能量; ;这这一发现有两种应用前景一发现有两种应用前景: :用于和平的目的生产能量用于和平的目的生产能量; ;用于战用于战争争, ,制造超级武器制造超级武器( (即原子弹即原子弹). ).ØØ 制造原子弹的核炸药有两种制造原子弹的核炸药有两种: :一种是铀的易裂变同位一种是铀的易裂变同位素铀素铀-235,-235,另一种是钚另一种是钚-239,-239,铀铀-235-235在天然铀中含量只有在天然铀中含量只有0.71%,0.71%,为了作为核炸药使用为了作为核炸药使用, ,必须把它与占天然铀约必须把它与占天然铀约98.2%98.2%的不易裂变同位素铀的不易裂变同位素铀-238-238分开分开. .因为同位素的化学因为同位素的化学性质相同性质相同, ,不能用化学的办法使之分离不能用化学的办法使之分离, ,只能利用它们之间只能利用它们之间的微小质量差别的微小质量差别, ,用物理的办法把它们分离开用物理的办法把它们分离开, ,这在技术上这在技术上是十分困难的是十分困难的. . 铀和钚的化学性质不同铀和钚的化学性质不同, ,可以用化学的办法容易地加以可以用化学的办法容易地加以分离分离, ,为了保证原子弹制造所需的核药为了保证原子弹制造所需的核药, ,钚的研究和生产与钚的研究和生产与铀同位素分离工艺的研究齐头并进铀同位素分离工艺的研究齐头并进, ,但对钚寄于更大的希但对钚寄于更大的希望望, ,给予优先考虑给予优先考虑ØØ 自然界中不存在元素钚自然界中不存在元素钚, ,它可由铀它可由铀-238-238吸收中子后经吸收中子后经两次两次β β衰变得到衰变得到: : ØØ1.2 1.2 石墨是核工程的助产士石墨是核工程的助产士ØØ 如前所述如前所述, ,钚的生产研究与铀同位素的分离研究是齐头钚的生产研究与铀同位素的分离研究是齐头并进的并进的, ,当时没有富集铀当时没有富集铀( (即同位素铀即同位素铀-235-235的含量大于天然的含量大于天然铀中铀铀中铀-235-235的含量的铀的含量的铀) )可以提供可以提供, ,理论计算表明理论计算表明, ,只有重只有重水或石墨慢化的反应堆才有可能使天然铀实现自持核裂变水或石墨慢化的反应堆才有可能使天然铀实现自持核裂变链式反应链式反应. .当时重水生产技术也处在研究阶段当时重水生产技术也处在研究阶段, ,价格昂贵价格昂贵, ,因此唯一现实的途径是用石墨做慢化剂因此唯一现实的途径是用石墨做慢化剂, ,经过反复实验表经过反复实验表明明, ,如果能得到足够纯度和密度的石墨如果能得到足够纯度和密度的石墨, ,用天然铀作燃料用天然铀作燃料, ,自持可控核裂变链式反应是可以实现的自持可控核裂变链式反应是可以实现的. . ØØ1.3 1.3 石墨在裂变反应堆中的应用石墨在裂变反应堆中的应用ØØ1.3.11.3.1生产堆用核石墨生产堆用核石墨 生产堆指以生产钚生产堆指以生产钚-239-239为主要目的的核反应堆为主要目的的核反应堆.CP-1.CP-1堆建成后堆建成后, ,立即在立即在OakRidgeOakRidge建造了原型堆建造了原型堆X-10,X-10,以便为几以便为几乎同时在乎同时在HanfordHanford兴建的多座生产堆提供经验和指导兴建的多座生产堆提供经验和指导,Hanford,Hanford的生产堆是水冷却石墨慢化反应堆的生产堆是水冷却石墨慢化反应堆. . 在在CP-1CP-1堆达到临界前不久堆达到临界前不久, ,E.WignerE.Wigner就指出核裂变产就指出核裂变产生的高能中子和石墨晶格结点上的碳原子碰撞时生的高能中子和石墨晶格结点上的碳原子碰撞时, ,会使碳会使碳原子离位原子离位, ,形成空位和间隙原子形成空位和间隙原子, ,进而形成各种缺陷进而形成各种缺陷, ,增加增加石墨的内能石墨的内能, ,改变石墨的性质改变石墨的性质, ,这种现象称之为辐照损伤、这种现象称之为辐照损伤、辐照效应或辐照效应或WinerWiner效应效应. . 研究结果表明研究结果表明, ,反应堆运行温度低于反应堆运行温度低于200200℃℃时时, ,石墨的石墨的内能内能( (也称贮能或潜能也称贮能或潜能) )会积累起来会积累起来, ,达到危险的程度达到危险的程度. .例如例如, ,反应堆在室温下运行时反应堆在室温下运行时, ,积累的能量可达积累的能量可达2720J/g.2720J/g.如果这如果这些能量瞬时释放出来的话些能量瞬时释放出来的话, ,可使石墨温度升高可使石墨温度升高1300 1300 ℃℃, ,造成造成事故事故. .因此运行温度低于因此运行温度低于200 200 ℃℃的反应堆的反应堆, ,必须在运行过程必须在运行过程中适时地进行退火中适时地进行退火, ,使其贮能可控地释放使其贮能可控地释放, ,否则会造成事故否则会造成事故. . 在生产堆中在生产堆中, ,也发现石墨因辐照而膨胀的现象也发现石墨因辐照而膨胀的现象, ,因此在因此在反应堆堆芯结构设计中反应堆堆芯结构设计中, ,必须予以必要的考虑必须予以必要的考虑. . ØØ1.3.2 1.3.2 高温气冷堆用石墨高温气冷堆用石墨 商用核电站的另一技术路线是水慢化和冷却反应堆商用核电站的另一技术路线是水慢化和冷却反应堆. .在这两种反应堆堆型的竞争中在这两种反应堆堆型的竞争中, ,气冷堆败北气冷堆败北, ,但在气冷堆基但在气冷堆基础上研究和发展出来的高温气冷堆础上研究和发展出来的高温气冷堆, ,却展现出诱人的发展却展现出诱人的发展前景前景. .高温气冷堆采用石墨堆芯结构材料高温气冷堆采用石墨堆芯结构材料; ;全陶瓷燃料元件全陶瓷燃料元件和和HeHe冷却剂冷却剂, ,独特的材料组合赋予这种堆以冷却剂出口温独特的材料组合赋予这种堆以冷却剂出口温度高度高( (达达10001000℃℃), ),固有安全性好的特点固有安全性好的特点. .冷却剂出口温度高冷却剂出口温度高可以大大地提高核能发电的效率可以大大地提高核能发电的效率( (由于水的临界点的限制由于水的临界点的限制, ,水冷反应堆核电站的发电效率只能达到水冷反应堆核电站的发电效率只能达到33%33%左右左右, ,蒸汽循环蒸汽循环高温气冷堆的发电效率在高温气冷堆的发电效率在40%40%左右左右,He,He透平直接循环的发透平直接循环的发电效率可以达到电效率可以达到50%50%左右左右). ). ØØ1.3.3 1.3.3 其他堆型用石墨其他堆型用石墨 除上述反应堆外除上述反应堆外, ,前苏联发展建成了前苏联发展建成了1111座石墨慢化座石墨慢化、、轻轻水冷却压力管式核电站反应堆水冷却压力管式核电站反应堆. .液态燃料反应堆便于及时液态燃料反应堆便于及时地从燃料中清除引起反应堆中毒和结渣的裂变产物地从燃料中清除引起反应堆中毒和结渣的裂变产物, ,从而从而改善反应堆的中子经济性改善反应堆的中子经济性; ;可以及时地取出从铀可以及时地取出从铀-238-238生产生产钚钚-239-239或从钍或从钍-232-232生产铀生产铀-233-233的中间产物的中间产物, ,以避免这些中以避免这些中间产物因吸收中子转变成不可裂变的核素间产物因吸收中子转变成不可裂变的核素, ,降低增殖比降低增殖比、、转化比转化比. . ØØ 曾经研究过的这种堆型有两种曾经研究过的这种堆型有两种: :液体金属反应堆和熔盐液体金属反应堆和熔盐堆堆, ,石墨是唯一可供使用的慢化剂和堆芯结构材料石墨是唯一可供使用的慢化剂和堆芯结构材料. .用于液用于液体燃料反应堆的石墨除必须满足气冷堆对石墨的要求外体燃料反应堆的石墨除必须满足气冷堆对石墨的要求外, ,还必须有低的渗透性还必须有低的渗透性, ,以隔离燃料流和增殖材料流以隔离燃料流和增殖材料流; ;降低石降低石墨的辐照损伤墨的辐照损伤. .由于液体燃料的腐蚀性由于液体燃料的腐蚀性, ,特别是其放射性裂特别是其放射性裂变产物分布于整个一回路中变产物分布于整个一回路中, ,增加了运行和维修的难度增加了运行和维修的难度, ,尤尤其是一回路压力边界是防止裂变物释放的唯一屏障其是一回路压力边界是防止裂变物释放的唯一屏障, ,目前目前材料科学与工程的发展水平还不能保证反应堆一回路这样材料科学与工程的发展水平还不能保证反应堆一回路这样复杂的系统不发生破损事故复杂的系统不发生破损事故. .一旦一回路压力边界失效一旦一回路压力边界失效, ,大大量放射性物质向环境排放量放射性物质向环境排放, ,其后果将是灾难性的其后果将是灾难性的. .在目前科在目前科学技术的发展水平下学技术的发展水平下, ,建造这样的核电站是不现实的建造这样的核电站是不现实的. . ØØ1.41.4核聚变反应堆用石墨核聚变反应堆用石墨 作为和平利用的可控核聚变的研究已经取得很大的进作为和平利用的可控核聚变的研究已经取得很大的进展展, ,但达到商业应用但达到商业应用, ,还有很长一段路程还有很长一段路程. .材料材料, ,特别是面向特别是面向等离子体材料是实现核聚变的技术难点之一等离子体材料是实现核聚变的技术难点之一. .以托克马克以托克马克装置为例装置为例, ,面向等离子体材料经受高温和强辐照场的作用面向等离子体材料经受高温和强辐照场的作用中子注量率达中子注量率达10101515中子中子/(cm/(cm2.2.s),s),中子能量达中子能量达14.1MeV14.1MeV的强的强中子流和从等离子体中溅漏出来的高能离子轰击面向等离中子流和从等离子体中溅漏出来的高能离子轰击面向等离子体材料子体材料, ,使材料发生溅射和辐照损伤使材料发生溅射和辐照损伤. .溅射出来的离子会溅射出来的离子会进入等离子体进入等离子体, ,使等离子体温度降低使等离子体温度降低, ,甚至使聚变反应淬灭甚至使聚变反应淬灭. .进入等离子体的离子的原子序数越高进入等离子体的离子的原子序数越高, ,等离子体的温度下等离子体的温度下降越多降越多, ,等离子体破裂时等离子体破裂时, ,面向等离子体材料会经受极高的面向等离子体材料会经受极高的热负荷和离子流的轰击热负荷和离子流的轰击. .石墨和炭石墨和炭/ /炭复合材料具有原子序炭复合材料具有原子序数低数低, ,导热性好导热性好, ,挥发温度高挥发温度高, ,高温强度好及核性能好等优高温强度好及核性能好等优点是托克马克型聚变堆的第一壁材料点是托克马克型聚变堆的第一壁材料! !偏滤器和限制器的偏滤器和限制器的首选材料之一首选材料之一. . ØØ1.5 1.5 炭素材料在高温气冷堆中的应用炭素材料在高温气冷堆中的应用ØØ1.5.1 1.5.1 高温气冷堆包覆燃料颗粒高温气冷堆包覆燃料颗粒 核安全是核能发展的前提核安全是核能发展的前提, ,核安全问题主要源于核裂核安全问题主要源于核裂变产生的放射性裂变产物变产生的放射性裂变产物, ,特别是气态放射性裂变产物特别是气态放射性裂变产物. .解解决放射性裂变产物释放的途径是把它们约束在其产生的地决放射性裂变产物释放的途径是把它们约束在其产生的地方方, ,或引出反应堆外或引出反应堆外, ,用适当的办法加以收集约束用适当的办法加以收集约束. .高温气高温气冷堆发展初期的构思是把它们引出堆芯冷堆发展初期的构思是把它们引出堆芯( (如龙堆如龙堆) )或用双层或用双层密封壳把反应堆密封起来密封壳把反应堆密封起来( (如如AVRAVR堆堆). ).前者需要使用细长前者需要使用细长的不渗石墨管的不渗石墨管, ,制造这种石墨管技术难度大制造这种石墨管技术难度大, ,可靠性差可靠性差, ,后后者需要很大的投资者需要很大的投资, ,且只能降低放射性裂变产物事故释放且只能降低放射性裂变产物事故释放的几率的几率, ,不能排除放射性裂变产物释放不能排除放射性裂变产物释放. . 60 60年代初研究发展成功的包覆燃料颗粒年代初研究发展成功的包覆燃料颗粒, ,它象水堆燃它象水堆燃料元件的元件棒料元件的元件棒, ,把裂变产物密封在包覆燃料颗粒内把裂变产物密封在包覆燃料颗粒内, ,包覆包覆燃料颗粒的密封层材料是疏松热解炭、致密热解炭和热解燃料颗粒的密封层材料是疏松热解炭、致密热解炭和热解碳化硅组成的复合微球形压力容器碳化硅组成的复合微球形压力容器, ,这是高温气冷堆赖以这是高温气冷堆赖以建立的三大技术支柱之一建立的三大技术支柱之一. . ØØ1.5.2 1.5.2 高温气冷堆绝热和屏蔽用炭砖高温气冷堆绝热和屏蔽用炭砖 高温气冷堆堆芯温度可达高温气冷堆堆芯温度可达10001000℃℃以上以上, ,反射层是高密度反射层是高密度石墨石墨, ,其外表面仍有很高温度其外表面仍有很高温度; ;另外另外, ,反射层石墨不可能把从反射层石墨不可能把从堆芯泄漏出来的中子全部反射回去堆芯泄漏出来的中子全部反射回去, ,仍有一部分中子会射透仍有一部分中子会射透反射层反射层" "为了保护反应堆压力壳免受高温和中子辐照为了保护反应堆压力壳免受高温和中子辐照, ,在反在反射层和压力壳之间引入一层含硼炭砖射层和压力壳之间引入一层含硼炭砖, ,起隔热和屏蔽中子的起隔热和屏蔽中子的作用作用. ØØ上面简要的介绍了石墨和炭材料在核工程中的作用和主要上面简要的介绍了石墨和炭材料在核工程中的作用和主要应用应用, ,图图1 1加以综合概括加以综合概括: : 。