核级石墨微观孔隙有效扩散系数研究

有效扩散系数是描述石墨内部扩散传质的重要参数,传统经验公式中的单一平均孔径假设无法反映石墨内部复杂的孔隙孔径分布规律及其对扩散的影响,现有核级石墨的有效扩散系数计算公式与实验结果相差较大。考虑到受Knudsen扩散影响,并根据核级石墨微观孔隙孔径分布规律及扩散理论将孔径范围分为两类,从而对有效扩散系数计算公式进行了修正。采用压汞仪对IG110核级石墨未氧化及不同温度下等温氧化样品进行了孔径分析,采用本文修正公式计算了有效扩散系数并与实验测量结果进行了比较。同时对失重率、温度和压力对有效扩散系数的影响进行了讨论。结果发现,修正公式计算结果与核级石墨扩散系数的实验结果相符,提高了核级石墨有效扩散系数的计算精度。有效扩散系数随失重率的增加而升高,失重率低于20%时增长明显。有效扩散系数与温度呈0.528次方关系,与压力大致呈-0.33次方关系。     

核级石墨氧化腐蚀模型研究

高温气冷堆内应用到大量核级石墨材料,对其长期氧化腐蚀行为进行研究至关重要。文章建立了综合考虑石墨内部孔隙率变化及失重率影响的石墨氧化模型,对气体在石墨内部的瞬时氧化腐蚀情况进行了模拟计算。提出氧化深度的概念,研究发现反应温度越高,反应气体在石墨内部的氧化深度越小;并与实验结果及其他模型的计算结果进行了对比,验证了模型的有效性。     

用基于微观结构的概率断裂模型预测核级石墨强度

石墨在工程中,特别是在高温气冷堆中得到大量应用。近年来发展了很多关于多晶石墨的断裂理论,普遍认为概率断裂力学和基于微观结构的断裂准则的结合是石墨断裂研究的最可取的方向。本文用一种断裂力学模型,即Ｂｕｒｃｈｅｌｌ模型对１０ＭＷ高温气冷堆石墨反射层材料ＩＧ１１进行了分析。结果表明,该模型预测的结果与实验数据吻合良好。     

孔隙率对核级石墨氧化的影响

核级石墨在高温气冷堆中作为结构材料、慢化材料和反射层材料等被广泛应用,其氧化性能对高温气冷堆在进水或进气事故下材料的腐蚀行为有重要影响。初始孔隙率分布及孔隙率在氧化过程中的变化均对石墨氧化造成影响。本文以核级石墨IG-110、H-451、NBG-18和A3-3为例,以直径为6 cm的石墨球为研究对象,在一维瞬态氧化模型的基础上,分析了初始孔隙率分别服从均匀分布、正态分布和对数正态分布时对石墨氧化的影响。从模型简化和高温气冷堆安全分析角度保守考虑,建立石墨氧化模型时,核级石墨初始孔隙率可取均匀分布,此时石墨的整体失重率最大。     

核级石墨断裂力学性能研究

为研究核级石墨(IG11)的断裂力学性能,对单边切口的石墨梁进行三点弯曲断裂试验,采用电子散斑干涉(ESPI)技术测量梁试件表面的场位移。试验结果表明,石墨的起裂荷载为680~838 N,峰值荷载为845~974 N;峰值荷载处,裂纹口张开位移为0.088~0.091 mm,裂纹尖端张开位移为0.016~0.018 mm,裂缝长度约为25 mm;参照混凝土双K模型及线弹性断裂力学,确定石墨的起裂断裂韧度为0.96~1.19MPa·m~(1/2),失稳断裂韧度为1.61~1.85 MPa·m~(1/2),弹性模量为10.22 GPa。不同加载步的包裹相位图表明,石墨断裂过程区接近正方形,在峰值荷载之前,边长不超过3 mm;峰值荷载之后,边长在5~8 mm范围内变化。     

高温气冷堆核级石墨相关问题研究

本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。     

核级石墨失重率对其氧化速率的影响

采用热重分析方法研究600⁷50℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%750℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%⁴0%失重率范围。使用随机孔隙率模型可以较好地模拟失重率对氧化速率的影响,其中石墨结构参数随核级石墨平均粒径的增加而减少。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

石墨具有较小的中子吸收截面,被用来做为反应堆的慢化剂和反射层,对做为核材料石墨的纯度要求是很高的,它要求不含有中子吸收截面较高的杂质及经照射后能产生γ强放射性的杂质,如:稀土元素、硼、镉、钴、钪等等。用堆中子活化分析方法测定核纯级石墨中杂质含量可以不破坏样品,有较高的分析灵敏度。作者用仪器中子活化法分析了原子能研     

C离子辐照对核级石墨硬度和杨氏模量影响研究

为了探明离子辐照剂量和辐照温度对核级石墨硬度、杨氏模量及微观组织的影响,采用0.02 dpa、0.2 dpa和2 dpa剂量的C4+分别在室温和180℃下辐照核级石墨,利用纳米压痕仪和透射电镜对不同离子辐照条件下核级石墨的性能和微观组织进行研究。结果表明：室温辐照时,硬度和杨氏模量均随着辐照剂量的增加而增加,辐照剂量为2 dpa时,硬度与杨氏模量的峰值分别由未辐照时的0.51 GPa与15.52 GPa急剧增加到2.51 GPa与37.73 GPa。180℃辐照剂量为0、0.02、0.2 dpa时,硬度和杨氏模量也随着辐照剂量的增加而增加,均高于室温辐照相同辐照剂量下硬度和杨氏模量的峰值。当辐照剂量达到2 dpa时,硬度与杨氏模量的峰值从0.2 dpa的1.72 GPa和31.53 GPa迅速降为1.32 GPa和25.91 GPa。石墨硬度和杨氏模量的增加是由于辐照导致石墨内部的微裂纹闭合和基体缺陷增加造成的,180℃辐照2 dpa后硬度和杨氏模量的急剧降低是由于辐照导致石墨发生了非晶化导致的。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

核石墨耐辐照性能的评价方法

在高温气冷堆运行过程中,作为堆内构件的石墨经受高温和快中子的辐照,会经历先收缩后膨胀的宏观尺寸形变,并在膨胀至原始尺寸时到达使用寿命。在石墨尺寸形变的过程中,石墨内部气孔的结构和数目均有明显变化。当辐照剂量接近使用寿命时,石墨内部气孔数目明显增加,导致其力学性能急剧下降而退出服役。He⁺、C⁺、Xe⁺离子辐照实验表明,在200keV10¹⁴cm^-2Xe⁺离子辐照下,石墨气孔形貌变化明显。这一结果可作为石墨辐照性能的评价方法。     

拉格朗日烟团模型的大气扩散系数自适应修正

在核事故后果实时评价系统中,拉格朗日烟团模型作为大气扩散模型得到了广泛应用。大气扩散系数是影响烟团模型的重要参数之一,本文提出一种动态修正拉格朗日烟团模型的大气扩散系数的自适应方法,以提高放射性核素浓度分布计算的准确性。该方法利用观测的核素浓度数据、气象数据和源项释放数据,以最小二乘法实时地对大气扩散系数进行了估计。使用大气扩散模型验证工具MVK中的Kincaid实验数据,将动态大气扩散系数自适应修正方法与传统的以Pasquill-Gifford（P-G）曲线为基础的方法相比较,结果表明,大气扩散系数自适应修正方法能提高拉格朗日烟团模型计算结果的准确性。     

氡通过不同滤膜的扩散系数测量研究

基于气体透过滤膜的扩散原理,对应用于固体核径迹探测器累积测氡的三种滤膜在四种不同湿度下的氡扩散能力进行研究。实验结果表明:醋酸纤维滤膜和普通滤纸的扩散能力明显强于PE滤膜,更适用于固体核径迹测氡,且湿度对三种滤膜氡扩散能力的影响不明显。通过本次实验得到,醋酸纤维滤膜的扩散系数为1.46×10~(-9)m~2/s~2.59×10~(-9)m~2/s,普通滤纸的扩散系数为1.01×10~(-9)m~2/s~1.45×10~(-9)m~2/s。     

Consideration on Effective Diffusivity of Strontium in Granite

Abstract

Diffusive behavior of strontium and certain kinds of divalent cations in Inada granite were studied by a through-diffusion method. In order to examine the effect of sorption onto overall diffusive behavior, two kinds of solutions were used: 0.1M KCl solution and deionized water. The effective diffusion coefficient (D_e ) and rock capacity factor (a) were (2.0–3.6) xl0–¹³ m²/s and less than 0.022 in 0.1M KCl solution and (0.32–1.7) x 10 ^?13m²/s and 1.5–2.4 in deionized water respectively. The D_e , and α in deionized water were much larger than those in 0.1M KCl solution. These results are well explained by taking into account the diffusion of sorbed ion or the surface diffusion. In support of this mechanism, most D_e , values of Sr reported for various rocks are found proportional to the sorptivity ( _ρR_d )-In the case that the sorptivity is low, D_e of Sr depends on porosity like that of nonsorbed iodide. The effective diffusion coefficient of Sr in rocks was well explained by taking into account pore and surface diffusion and was expressed as D_e=2.1 xl0^?10 _? ^1.3+3.5xl0″^?12 _ρR_d . The effective diffusion coefficient of divalent cations in the granite was found proportional to their diffusion coefficients in bulk solution.     

核设施退役废石墨的处理与处置

石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能,早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆,现在要安排退役,退役废石墨的处理和处置,成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大,放射性活度大,它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题,为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

黄土包气带土壤水动力弥散系数的测定研究

本文主要介绍了黄土包气带土壤水动力弥散系数的测定方法及用水平土柱法的测量结果,同时也给出了用水特征曲线计算法得出的水动力弥散系数。     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。