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      陶瓷材料在核能設備中能承擔何種角色?

      2022-05-03 10:05    陶瓷材料  核能設備  核電設備

      自從1942年第一座核反應堆在美國建立,核工業已經發展了將近八十年。這期間核工業的發展重心從核武器轉移到了核能應用上,應用于核工業中的材料也不斷進行著更新換代,先進陶瓷材料也在其中受到了重視并有效應用于核反應堆原料、組件以及核廢料處理等各個方面。


      人類戰爭在經過徒手作戰、冷兵器作戰、熱兵器作戰、機械化作戰幾個階段后,進入信息化高科技作戰。戰爭無比殘酷,但對于科學技術的發展來說卻是一劑不可多得的催化劑,當今許多耳熟能詳的科學技術最初都來源于軍用技術。隨著戰爭的結束,軍事技術轉民用技術的現象很為常見。例如電子計算機、語音翻譯轉文字技術、GPS定位、人工降雨用的高射炮、運載火箭、核電站等都是典型的軍轉民技術。
       
       
      自從1942年第一座核反應堆在美國建立,核工業已經發展了將近八十年。這期間核工業的發展重心從核武器轉移到了核能應用上,應用于核工業中的材料也不斷進行著更新換代,先進陶瓷材料也在其中受到了重視并有效應用于核反應堆原料、組件以及核廢料處理等各個方面。
       
      本文就先進陶瓷材料在核能工業中的應用進行簡單舉例:
       
      1 吸收棒吸收體(B4C)
       
      為了裂變反應的速率在一個預定的水平上,需要控制棒和安全棒(總稱為吸收棒)對反應速率進行調節,其中控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率,安全棒則用來快速停止反應?,F行吸收棒內廣泛應用于輕水堆、重水堆、高溫冷氣堆與快中子堆之中,使用的吸收體主要為碳化硼粉末或是碳化硼芯塊。
       
      硼系陶瓷材料相關資料延伸:
       
      經研究結果表示,含硼的硼系陶瓷材料具有良好的中子吸收性能,同時,一些碳化硼、硼化鋯、氮化硼、含硼硅酸鹽等硼系陶瓷材料在耐高溫、耐高壓、耐腐蝕方面具有良好的性能,所以,這些硼系陶瓷材料被廣泛應用于冷卻系統、控制棒、反射層、屏蔽層系統及與核反應堆相關的領域,并成為核能領域關鍵材料的主要組成部分。
       
      硼系陶瓷材料在核電裝備的應用:
       
      (1)在堆芯元件中應用:在美國的核電反應堆堆芯元件中,將一部分碳化硼與含硼玻璃復合,在堆芯元件的外部制備出一層包覆層,達到防水防氫的效果。
       
      在清華大學自主研究設計的10MW高溫氣冷堆HTGR-10中,碳化硼與碳材料復合制成的碳磚圍繞在堆芯周圍的反射層,既達到隔熱的效果,又降低了反應堆殼外的中子通量。
       
      (2)在冷卻系統中應用:反應堆重要系統之一的冷卻劑就需要含硼材料,來控制反應的進行。美國在AP1000反應堆中就應用了硼酸的化學補償劑于冷卻劑中,以控制長期反應變化,來平均能力損耗和燃料分布。同時也應用了B10的硼酸作為可溶性的控制棒中子吸收材料。而在我國200MW核供熱反應堆的重力注硼系統中,應用濃度8%的五硼酸鈉溶液作為冷卻劑,提高反應堆的先進性、安全性及經濟性。
       
      (3)在控制系統應用:在300WM球床式氣冷快堆控制體系中,以碳化硼作為中子吸收材料包覆在反射層材料外圍。在鈉冷快堆與鉛冷快堆中,碳化硼應用在控制棒元件中來控制反應堆的運行。
       
      (4)在反應堆中其他部件中應用:一部分反應堆中應用金屬材料作為結構材料,為減少這部分材料所受到的中子輻射,也需要應用一些硼系陶瓷材料作為中子吸收材料或者屏蔽材料,以減少中子輻射量。
       
      2 核反應堆慢化劑(BeO)
       
      核裂變堆中的裂變反應是由轟擊235U(鈾235)引起的。在輕水堆、重水堆和高溫冷氣堆中,相比中子裂變產生的快速中子,慢速中子更易引發235U裂變,因此這些堆中需要能使中子速度減慢的材料,即慢化劑。目前國際上通用的慢化劑包括水、石墨、鈹、氧化鈹等,其中作為陶瓷材料的氧化鈹被考慮作為未來的一種慢化劑。
       
      3 陶瓷型核燃料(UO2)
       
      裂變反應堆燃料可分為金屬型燃料元件、彌散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三種,其中陶瓷型燃料元件即各種類型的陶瓷芯塊或球體,主要化學成分為二氧化鈾。由于不同反應堆對燃料性能有不同的要求,因此會衍生出不同化學成分、不同規格的陶瓷型燃料元件,現在各反應堆主要使用的有無其它添加成分的UO2陶瓷芯塊,添加了其他放射性金屬氧化物的MOX燃料芯塊,以及包覆型燃料顆粒。
       
      4 反應堆用SiC陶瓷基復合包殼材料
       
      核燃料元件的包殼材料是反應堆安全的重要屏障。隨著核動力反應堆向高燃耗,長燃料循環壽命,高安全性趨勢的發展,傳統Zr合金包殼材料因其鈾燃耗極限(62 MW·d/kg),高溫腐蝕、氫脆、蠕變、輻照生長、芯/殼反應等缺陷,已不能滿足未來第四代核能系統燃料元件對包殼材料的苛刻要求。SiC因其更小的中子吸收截面,低衰變熱、高熔點及優異的輻照尺寸穩定性等優點,以SiC為基體的陶瓷基復合材料成為新一代包殼材料研究的熱點。
       
      5 第一壁結構材料(SiCf/SiC)
       
      第一壁的結構材料應具備一定的抗中子輻射損傷能力。陶瓷材料在第一壁結構材料中的應用,主要是指碳化硅纖維增強的碳化硅母體復合材料(SiCf/SiC)。SiCf/SiC具有良好的抗腐蝕與抗腫脹性能,作為第一壁結構材料在高溫下仍具有足夠高的強度,可以運行于800℃的高溫下,允許冷卻劑達到高溫,從而提高能源系統的熱效率;SiC本身就為低中子活化材料,對中子輻射感生放射性低,作為第一壁便于維護和進行放射性處理。
       
      結語
       
      以上舉例是目前發現的可應用于核工業中的部分陶瓷材料,這些陶瓷材料還有大量的研究工作需要跟進,性能還可根據實際應用情況進行提升,以滿足日益增長的核工業需求。


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      深圳核博會

      中國核電網


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