核石墨研发的设想

介绍了第四代核反应堆的设计理念.高温气冷堆具有第四代核反应堆的主要特征,是第四代核反应堆的主要候选堆型之一.石墨是高温气冷堆不可或缺的材料.核石墨的研发周期长,为了健康地、独立自主地发展我国的高温气冷堆产业,应尽早进行核石墨的研发工作;但核石墨研发的投资大,高温气冷堆的商业化前景有待示范堆验证,目前还不明朗,国家暂时还不会立项.本文就没有国家投入的条件下,开展核石墨先期研发应注意的问题,如何规避投资风险,提出了一些粗浅的看法.     

核工程中的石墨和炭素材料(第三讲)

3 石墨和炭素材料在高温气冷堆中的应用 3.1 中子慢化和慢化材料 上一讲中我们讨论了核反应堆的中子平衡，核反应堆运行的必要条件是 keff≥ 1，热中子利用系数 f是 keff的组成因素之一，为了达到相同的 keff，如果 f增大，其他因素就可以降低。 f的值为 [1]： (1) 从式中我们可以看出：在其他条件相同下，Σ aF越大， f也越大。易裂变同位数的裂变截面随中子能量降低而增加。裂变中子的平均能量为 2 MeV，易裂变同位素的裂变截面与其原子核的几何截面相当，约为几个 b(巴恩， 10－ 28 m2)。热中子（能量为 0.0025 eV）的易裂变同位素的…     

核工程中的石墨和炭素材料(第四讲)

4石墨的辐照损伤(一)4.1石墨辐照损伤概述4.1.1核反应堆材料的辐照负荷反应堆中核裂变产生的核辐射及其与物质的相互作用见图1[1]。从图上可以看出，核辐射和物质的相互作用很复杂，这些作用在材料中引起各种物理化学过程，使材料的性质发生变化，即辐照损伤。核反应堆材料，特别是堆芯材料在强辐照场中工作，除承受与其他动力工程材料相应的负荷外，还承受辐照负荷。在某种意义上来说，核材料的研究和发展，就是耐辐照损伤材料的研究发展，即在常规动力工程材料研究和发展的基础上，加上耐辐照损伤的因素。当然核纯也是核材料的另一个特殊…     

气相生长炭纤维增强的C／C各向同性复合材料

用冷压成型和热压成型工艺制备了以气相生长炭纤维为增强剂的Ｃ／Ｃ各向同性复合材料。冷压成型的复合材料炭化处理后尺寸膨胀，密度只能１．３８ｇ／ｃｍ~３，但其弯曲强度达３４ＭＰａ，弹性模量达２．２×１０~４ＭＰａ，比密度为１．７５ｇ／ｃｍ~３的核石墨分别高５０～１００％和２００～３００％，热压成型的复合材料弯曲强度达５７ＭＰａ，弹性模量５３×１０~４ＭＰａ，断裂韧性４．７２ＭＰａｍ~（１／２），其性能远高于核石墨。     

热解碳研究

本文研究了用庚烷(C_7H_(16))和丁二烯(C_4H_6)气相浸渍热解碳制备不渗石墨,石墨的透气率降低几个数量级。用乙炔(C_2H_2)和丙烯(C_3H_6)在流化床中裂解在颗粒状材料上沉积疏松和致密热解碳层,这两层热解碳可以起微型压力容器的作用。最后,介绍气相生长碳纤维的研究。     

包覆燃料颗粒在水堆中应用的初步研究

包覆燃料颗粒(cp)是为高温气冷堆(HTGR)发展出来的,它是HTGR燃料元件的主要组分,实质上,它是全陶瓷材料微型燃料元件。大量的辐照试验和三座试验难及两座原型推的运行经验表明,cp具有一系列独特的性质,特别是其体积稳定性好,裂变产物滞留能力强。为了充分利用cp提供的优越性能,本文研究了cp在水堆燃料元件中应用的可能性。燃料元件燃料装载量、线功率密度和cp直径及松装床热导率的关系的分析表明,振动填装cp燃料元件在一定条件下可以用于水堆。     

RESEARCH ON PYROCARBON

本文研究了用庚烷(C_7H_(16))和丁二烯(C_4H_6)气相浸渍热解碳制备不渗石墨,石墨的透气率降低几个数量级。用乙炔(C_2H_2)和丙烯(C_3H_6)在流化床中裂解在颗粒状材料上沉积疏松和致密热解碳层,这两层热解碳可以起微型压力容器的作用。最后,介绍气相生长碳纤维的研究。     

核石墨的研究和发展

本文简要地介绍了作为核反应堆堆芯结构、慢化和反射材料的石墨的工作环境,中子辐照在石墨中发生手微观过程及引起宏观性质的变化,由此出对石墨的技术要求。分两阶段讨论了核石墨的发展;第一阶段主要是利用石墨的慢化、反射功能,唯一要注意的是合理处置中子辐照引起的贮能问题,第二阶段,石墨被用地高温气冷堆,唯末注意的是合理处置中子辐照引起的贮能问题;第二阶段,石墨被用于高温气冷堆,它既要完成慢化反功能,又要满足在