核石墨研究与发展的历史和趋势
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核石墨研究与发展的历史和趋势
徐世江
清华大学核能技术设计研究院
摘要
核石墨的研究和发展应核科学技术的发展需要而展开在核武器研制迫切要求的推动下而迅速成熟核石墨的发展成果为气冷核动力堆的发展打下了基础高温气堆对石墨的要求把核石墨的发展提高到一个新的水平高温气冷堆的发展处在十字路口核石墨进一步研究和发展
的任务是把其性能提高到满足HTR运行50年的要求
1 引言 核石墨的研究和发展与核科学和工程的研究和发展息息相关为了在天然铀核装置中实现核链式反应需要把核裂变产生的快中子慢化成热中子石墨具有很好的慢化中子的性能为建造核反应的特殊需要人们在电极石墨的基础上发展出核石墨反应堆的类型不同对石墨的要求也不同50年代以前核反应堆主要用于生产核燃料钚石墨的研究和发展工作的焦点是纯度和贮能问题50年代以后核动力装置迅速发展核石墨的研究和发展的目的是满足气冷堆发展的需要工作的重点是提高石墨的辐照稳定性和降低石墨的生产成本石墨也是聚变堆的重要材料限于篇幅本文只简要地讨论裂变堆石墨的特点发展历史现状和趋势
2 生产堆石墨的研究和发展
1939年初德国科学家Otto Hahn和 Lise Meitner发现铀-235吸收一个中子后发生裂变
U-235 + n 2F + 2~3 n + 200 MeV 裂变反应表明 1 核裂变释放出巨大的能量一个U-235原子发生核裂变释放出200 MeV能量它相当于一个碳原子完全燃烧释放出能量4 eV的五千万倍 2 U-235 每次裂变平均释放出2.5个中子这些新产生的中子可以引起下一代核裂变下一代核裂变数处决于能参与核裂变的中子数如果用于引起下一
代裂变的中子数少于1则裂变反应逐步消亡如果等于1则裂变反应将以同等速度持续下去形成自持核链式反应如果大于1则裂变反应将越来越快甚至引起爆炸 核裂变反应既可以用于和平的目的也可以用于军事目的要实现核能的应用首先必须证实核链式反应及其控制的现实性理论研究表明热中子引发核
裂变的几率, 比快中子的几率要大得多只有热中子才能使天然铀核装置实现核链式反应为了使裂变产生的高能中子慢化下来需要用慢化剂对慢化剂材料的主要要求是原子质量数低吸收截面小散射截面大单位体积内的核密度高研究表明只有用重水铍和石墨做慢化剂才能使天然铀燃料的装置实现核链式反应而石墨是当时唯一可供选择的材料恩. 费米在建造世界上第一座反应堆CP-1时对石墨提出的要求是尽可能没有强烈吸收中子的杂质密度尽可能高可以不用粘结剂构筑反应堆和可以经济地大量供应那时只有一般纯度的电极石墨第二次世界大战逼近的形势迫使他只能从现有的产品中选择纯度较好的石墨进行试验由于美国没有一家石墨制造公司可以提供足够纯度和数量的石墨他不得不用不同厂家生产的不同纯度的石墨表1是CP-1用的石墨种
类和数量(1) 表 1 CP-1堆用石墨的来源和数量
牌号 来源 数量 t 平均吸收截面 mb
AGOT National Carbon Company 255 4.97
Speer Speer Carbon Company 72.5 5.51
US United States Graphite Co. 16 6.38
AGX National Carbon Company 30 6.68
AGX National Carbon Company Speer Speer Carbon Company 12 控制棒支架
总计 385.5
还在建造CP-1堆的过程中二次世界大战迫在眉睫研制原子武器成为当时
核科技界的唯一目标1940年2月英国科学家从理论上提出U-235可以用快
中引发核裂变并可用来制造原子弹(2)美国科学家从理论上推测占天然铀99.3%
的同位素U-238吸收中子后可以转变成易裂变元素Pu-2391940年三月G. T. Seaborg成功地制备出亚微克量级Pu-239同月稍后一些时候证实了Pu-239
和 U-235一样易于裂变(3 )U-235只占天然铀的0.71%用U-235做核炸药的前
提是必须把它和占天然铀99%以上的同位素U-238分离开来其难度是空前的
Pu和U是不同元素它与U的化学性质不同易于分离但自然界不存在Pu必须人工来制造出来大规模生产Pu的唯一手段是核反应堆为此美国于1943
年初 在橡树岭着手建造原型堆X-10同年中在汉福特着手建造生产堆为满足生产堆要求的石墨研究和发展工作也全面展开核石墨从此发展成为石墨家族的一个分支 生产堆石墨与电极石墨的主要区别是核纯因为天然铀生产堆的后备反应性有限石墨的纯度对生产堆具有极其重要的影响石墨纯度低会降低Pu的转换
效率,甚至可以导致反应堆不能临界经过多年的努力1948年联合碳制品公司
成功地把生产1/4英寸光谱电极的氯化提纯的工艺用于生产大尺寸石墨这一技
术很快地被大湖碳公司和国家碳公司进一步改善并使其发展成工业生产方法
生产堆石墨使用中所遇到的主要问题是贮能也称之为Wigner能早在CP-1
堆运行前夕E. P. Wigner就指出在反应堆中石墨晶格上的原子在快中子的
轰击下会被击出造成结构损伤并在石墨中淀积能量这一推测为回旋加速器
实验所证实图1是石墨的贮能与辐照温度和辐照剂量的关系(4 )石墨加热到高
于辐照温度时贮能会释放出来图2是贮能释放与温度的关系(5 )从这两个图
上可以看出低温辐照在石墨中引起的贮能是很大的贮能在一定温度下会自持
释放引起温度陡升在一定情况下可达1000 OC使石墨结构和其它反应
堆构件发生破坏生产堆的运行温度低贮能的积累相当可观因此在生产堆
运行过程中必须适时退火消除贮能退火过程控制不当会造成事故如英国的
Windscale1号生产堆是就因为退火控制不当造成燃料元件烧毁反应堆报废
图1 石墨的贮能与辐照温度和辐照剂量的关系
图2 石墨贮能释放与温度的关
生产堆石墨使用中遇到的另一个问题是尺寸变化生产堆的运行温度低尺寸变化表现为膨胀尺寸膨胀可以部分地退火消除尺寸变化对生产堆不构成严重威胁例如BGRR堆的堆芯尺寸约为8米见方运行8年后垂直方向长了
3/4英寸水平方向长了19/16英寸
3 核动力堆石墨 石墨慢化核动力堆是从生产堆的基础上发展起来的它的发展走过了三个阶段Magnox型气冷堆先进气冷堆AGR和高温气冷堆HTGR或THR
Magnox型气冷堆的冷却剂出口温度约4000CAGR的冷却剂出口温度约为
5750CHTR的冷却剂出口温度可达10000C由于反应堆的运行温度高贮能在反应堆运行过程中退火释放不再是反应堆运行的限制因素在高温下石墨的尺寸变化特别是其变化的各向异性性对反应堆结构的稳定性和运行特性具有重要影响50年代人们开始研制各向同性石墨60年代投入生产70年代用于
建造THTR-300堆这种石墨的原料是天然各向同性焦它的价格高供应量有限不可能工业生产从70年代起人们着手寻找廉价的易于获得的原料并获得成功以HTR为例对这一阶段研发工作的要点和取得成果简要介绍如下
HTR反射层石墨的主要要求可以归纳成五高3低即 1 高纯度硼当量2ppm 2 高密度 3 高强度 4 高辐照稳定性 5 高导热性 6 低热膨胀系数 7 低弹性模量 8 低制造成本 研制满足这些要求的石墨在很多文献中都有叙述本文不一一描述只择要加以说明 核纯是石墨用于核反应堆的前提这个问题在40年代生产堆石墨发展时期已经解决由于铀富集技术的成功核纯的要求有了裁剪的余地即可根据经济性在石墨纯度和铀富集度之间做出调整不象在生产堆发展时期那样严格
辐照稳定性对HTR的寿命和运行特性具有决定性的影响在HTR的寿期内快中子轰击可以使石墨晶格上的每个碳原子平均离位几百次石墨结构受中子轰击而损伤受中子轰击给予的能量和高温而恢复石墨结构的损伤程度即石墨性能的变化程度受上述两个过程控制在HTR运行过程中石墨的所有性能都发生了变化但其他性能变化对HTR运行性能产生的影响都不及尺寸变化重要
图3是石墨辐照时尺寸变化与快中子注量和辐照温度的关系(6 )从图上可以看出在HTR运行温度范围内随着快中子注量的增加石墨先发生收缩达到极小值后转为膨胀在一定的中子注量下石墨尺寸恢复到原始值随后迅速膨胀反应堆结构设计准则规定尺寸首先恢复到原始值方向的中子注量为石墨的设计寿命从图上还可以看出石墨的尺寸变化相当大而且是各向异性的这给反应堆的结构设计重要影响给反应堆的运行稳定性带来严重危害HTR石墨研究和发展的主要目的是通过辐照实验弄清原材料制造工艺和反应堆运行条件与石墨辐照稳性能的关系研制出辐照稳定性好的石墨石墨的辐照性能主要决定于焦炭种类和结构石墨的制造工艺天然Gilsonite球状焦制成的Poco石墨各向同性度高辐照稳定性好但这种原料少价格高且只产于美国寻找替代材料便成为石墨科技界和工业界的努力目标德国成功地研究出二次焦技术用普通沥青焦制造出各向同性程度能满足HTR要求的石墨石墨的成型工艺对石墨制品的各向同性程度也有相当程度的影响振动成型产品的各向同性程度比挤压成型和模压成型的好
图3 近各线同性石墨辐照时尺寸变化与快中子注量和辐照温度的关系
HTR运行温度高从停堆到正常运行之间的温差大因此石墨的线膨胀系数的大小对反应堆结构设计和反应堆的运行稳定性也有重要影响线膨胀系数的大小还影响石墨结构的热应力及其耐热冲击的能力辐照稳定性好的石墨往往具较大的线膨胀系数以至在选择石墨品种时需要做出妥协例如德国研发出来的用特种焦制造的ATR石墨尽管辐照稳定性好但因为其线膨胀系数比较大没有被作为建造HTR的候选材料而选择辐照稳定性稍差但线膨胀系数
较小的ASR石墨作为其候选材料 经济性是商用核动力堆考虑的另一个重要问题石墨构件的加工费用是HTR建造成本的一个重要组成部分尤其是球床堆球床HTR的石墨构件很大一部分是扇形块如果用挤压成型的石墨圆柱加工而成大约40%石墨被加工掉这不仅浪费材料也增加加工时和相应消耗用振动成型的工艺生产近终形石墨块将会降低石墨构件的制造成本 辐照试验是验证一种石墨是否适用于核反应堆的关键手段它是HTR石墨研究和发展最主要的课题之一辐照试验所化费的投资远大于石墨工艺研究的投资石墨辐照前的性能冷态性能达到反应堆设计要求的石墨在强中子辐照场中的性能热态性能不一定能满足反应堆运行的要求一种石墨是否能满足核反应堆的要求必须通过辐照考验当然冷态性能达不到要求的石墨肯定不能用于核反应堆通过辐照试验五座HTR实验堆和两座HTR原型堆的建造和运行已积累起大量经验和数据在此基础上一些国家已制定出自己的核石墨构件设计准则核石墨发展水平达到了一个新的高度其性能以能满足设计寿命
为30年的HTR的要求
4 核石墨的发展趋势