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。     

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。     

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.     

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。     

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。     

核石墨抗氧化性能的研究

本文报道了核石墨在不同温度和介质流量下的氧化速率。实验结果表明,在介质流量一定时,核石墨的氧化速率随着温度升高而升高;而温度一定时,其氧化速率随着介质流量的增加而增加。在250℃、气体流量为370mL/min 时,苏-1型核石墨的氧化速率为5.2×10~(-4)g/g·h。     

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。     

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     

湿空气对核石墨氧化速率影响的实验研究和模型研制

进行了大量的实验以研究始终存在于环境空气中的湿空气对石墨氧化速率的影响。采用具有10μm气孔的多孔金属，加强在充满水的竖直管段出口的湿润作用，目的是当氦气穿过位于水柱底部的多孔介质时，提高其湿度。使用一个湿度传感器，将混合物的相对湿度（RH）控制在0-70％之间。实验温度为873～1573K，并且在正常情况下，保持相对湿度为0～70％，氧气（O2）的摩尔百分数为0.09～0．17。假设湿空气只对质量传递有影响，可推导出一个包括快速的一氧化碳（CO）均匀燃烧反应的质量传递理论模型。现有的模型表明，湿空气的质量传递速率是干空气质量传递速率的一半。由该模型得出的预算值与实验数据的误差在17％内.     

反应堆用石墨材料的氧化

在反应堆运行过程中，冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故将导致石墨氧化，进而影响反应堆的正常运行和安全。文章主要对近期有关反应堆用石墨的氧化机理、氧化对石墨性能的影响、事故工况下的安全评估以及预防石墨氧化的措施等进行综述，并在此基础上指出，在辐照和氧化共同作用下的石墨材料性能变化是今后有关反应堆石墨研究的一个主要方面。     

核石墨氧化后微观结构观测与分析

针对高温气冷堆中石墨材料在可能出现的事故中的氧化问题,开展了不同氧化程度下IG-11石墨的表面二维电镜扫描观测和三维CT扫描观测实验,分析了石墨氧化后的表面形态特征和内部微结构分布特点。通过试样氧化前后表面灰度概率分布图可知,石墨氧化后由于内部大孔隙的出现,灰度概率分布图由单峰变为双峰。通过分析灰度平均值以及试样分层密度随深度的变化可知,氧化主要发生在距离石墨试样表面1 mm的区域内;当氧化失重率较小时,在浅层区域损失的质量所占比重相对更大,而氧化程度较高后反应形成的开孔孔隙网络才逐步深入材料内部。     

高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展

核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料,其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要,因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状,总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型,提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。     

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。     

α能谱法测量核孔膜孔隙率

本文描述了一种应用α射线测量核孔膜孔隙率的方法,使用经准直的单能α射线垂直照射核孔膜,在膜的另一侧测量透过膜的α射线能谱,通过分析测得的α射线能谱可得到该核孔膜的孔隙率。实验采用该方法测量了30张核孔膜的孔隙率,同时采用通常使用的显微分析法进行了测量,并对两种方法的测量结果进行了分析和比较。结果表明,采用该方法测量得到的孔隙率与采用显微分析法的测量结果在测量误差范围内符合很好,验证了该方法的可行性。     

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。