石墨慢化劑指的是將石墨用於反應堆中作中子減速劑。石墨的熱中子吸收截面小，散射截面大，用石墨作慢化劑的反應堆可用天然鈾作燎料。石墨成本低，傳導性與金屬相近，強度適中，能在高溫下使用。石墨慢化中子的能力較差，因此堆芯體積建造得比較大，石墨受中子作用，內部會積累大量潛能，應定期通過人一退火消除。詞條介紹了石墨慢化劑的發展歷史、與常規石墨的區別、生產要求以及套用石墨慢化劑的反應堆。
基本介紹
- 中文名：石墨慢化劑
- 外文名：graphite maderatnr
- 領域：核電
- 涉及學科：核化學
石墨慢化劑介紹,石墨慢化劑的發展歷史,石墨慢化劑與常規石墨的區別,石墨減速劑生產要求,石墨慢化劑套用的反應堆,
石墨慢化劑介紹
1939年初德國科學家Otto Hahn和 Lise Meitner發現鈾-235吸收一個中子後發生裂變。裂變反應表明
（1）核裂變釋放出巨大的能量一個U-235原子發生核裂變釋放出200 MeV能量，它相當於一個碳原子完全燃燒釋放出能量4 eV的五千萬倍。
（2） U-235 每次裂變平均釋放出2.5箇中子這些新產生的中子可以引起下一代核裂變，下一代核裂變數處決於能參與核裂變的中子數。
如果用於引起下一代裂變的中子數少於1則裂變反應逐步消亡；如果等於1則裂變反應將以同等速度持續下去形成自持核鏈式反應；如果大於1則裂變反應將越來越快甚至引起爆炸。 核裂變反應既可以用於和平的目的，也可以用於軍事目的。要實現核能的套用，首先必須證實核鏈式反應及其控制的現實性理論。研究表明熱中子引發核裂變的幾率，比快中子的幾率要大得多，只有熱中子才能使天然鈾核裝置實現核鏈式反應。為了使裂變產生的高能中子慢化下來，需要用慢化劑。對慢化劑材料的主要要求是原子質量數低吸收截面小散射截面大單位體積內的核密度高。
慢化劑，又稱中子減速劑。在一般情況下，可裂變核發射出的中子的飛行速度比其被其它可裂變核的捕獲的中子速度要快，因此為了產生鏈式反應，就必須要將中子的飛行速度降下來，這時就會使用中子減速劑，對慢化劑的要求是對中子有較高的散射截面和低的吸收截面。
石墨的吸收截面低於重水，且價格便宜，又是耐高溫材料，可用於非氧化氣氛的高溫堆中。中子慢化的機制是中子與慢化材料原子的彈性散射（碰撞），把其攜帶的能量傳遞給慢化材料的原子。對慢化材料的基本要求是：中子散射截面大，吸收截面小，質量數低，單位體積內的原子密度高。石墨是除重水外最好的慢化材料。
提高中子利用率的另一措施是用反射材料把泄漏出核裂變反應區——堆芯的中子反射回去，中子反射的機制也是中子與反射材料原子的彈性散射。對反射材料的要求與對慢化材料的要求相同，石墨也是良好的反射材料。
石墨慢化劑的發展歷史
石墨慢化核動力堆是從生產堆的基礎上發展起來的，它的發展走過了三個階段：
Magnox型氣冷堆、先進氣冷堆AGR和高溫氣冷堆。
HTGR或THRMagnox型氣冷堆的冷卻劑出口溫度約4000C。AGR的冷卻劑出口溫度約為5750C，HTR的冷卻劑出口溫度可達10000C。由於反應堆的運行溫度高貯能在反應堆運行過程中，退火釋放不再是反應堆運行的限制因素，在高溫下石墨的尺寸變化，特別是其變化的各向異性性對反應堆結構的穩定性和運行特性具有重要影響。50年代人們開始研製各向同性石墨，60年代投入生產，70年代用於建造THTR-300堆這種石墨的原料是天然各向同性焦，它的價格高供應量有限不可能工業生產。從70年代起人們著手尋找廉價的易於獲得的原料，並獲得成功以HTR為例對這一階段研發工作的要點和取得成果簡要介紹
如下 HTR反射層石墨的主要要求可以歸納成五高3低即（1）高純度硼當量2ppm（2）高密度（3）高強度（4）高輻照穩定性（5）高導熱性（6）低熱膨脹係數（7）低彈性模量（8）低製造成本。
如前所述核石墨的發展與核技術和工程的發展息息相關，由於能源供求關係的變化和前蘇聯車諾比核電站事故的影響，核電的發展轉入低谷。國際上HTR的發展計畫被擱置核石墨的研究和發展計畫也因缺乏推動力而停滯，隨著化石燃料的耗竭，核能的利用是不可避免的核能工業套用的兩大前提，是經濟和安全目前核科技和工業界。正在研究新一代即第四代核反應堆堆型的選擇準則經濟性和安全性是其核心內容。提高核電站的經濟性的一個重要措施是把反應堆的壽命增加到50~60年，提高核安全性則要求反應堆具有固有安全性即在任何事故下不需要廠外應急即撤離措施高溫氣冷堆。具有這兩個特性是第四代反應堆有希望的候選堆型，目前中國和日本的HTR實驗堆正在運行進行各種實驗驗證工作；南非已把其核動力計畫從水堆轉向HTR；如果這些項目順利，高溫氣冷堆將會迎來一個新的發展高潮，核石墨的套用也會有一個大發展。目前核石墨的性能以可以滿足HTR運行30年的要求，要把反應堆運行壽命提高到50~60年還有很多研究和發展工作要做包括
（1）輻照考驗
輻照考驗主要解決兩個問題即提高石墨輻照後性能的統計可靠性與製造工藝研究配合研製篩選出輻照壽命更好的石墨
（2）製造工藝的研究和發展
配合輻照試驗最佳化從原料選擇到製造加工整個過程提高石墨製品性能降低製造成本
（3）建立資料庫
進行軟課題研究制訂HTR石墨構件設計準則
石墨慢化劑與常規石墨的區別
核石墨與常規工程用石墨的主要區別有兩點，核純和耐輻照損傷。
（1）核純
核石墨不可避免地存在雜質，雜質吸收中子，造成中子損失。為了使雜質造成的損失控制在允許水平，用於反應堆的石墨應該是核純的。不同核素的中子吸收截面的差別可達107倍，因此對中子吸收截面大的核素如：B、Cd、Sm、Eu、Gd、Dy等的含量要求極其嚴格，而對中子吸收截面小的元素如Si、O2則允許有較高的含量。由於B是最常見的元素，核石墨的純度常用硼當量來表示，即用全部雜質吸收中子數折合成具有相同吸收數的硼的濃度來表示。核石墨的硼當量要求在10-6左右。40年代初，只有石墨能以適當價格、接近這一純度供應，這是為什麼第一座反應堆及隨後建造的生產堆都以石墨為慢化材料，迎來核時代的原因。製造核純石墨的主要技術措施是在石墨化時通氯氣，使高吸收截面的雜質形成氯化物揮發掉。
（2）輻照損傷
中子輻照引起材料結構和性能的變化稱之為輻照損傷。高溫氣冷堆的工作溫度在1 000 ℃ 以上，石墨是唯一可使用的慢化，反射和結構材料。石墨的輻照損傷對反應堆，特別是球床 高溫氣冷堆的技術經濟性能具有決定性的作用。如前所述，中子慢化和反射的機制都是彈性 散射。石墨晶格中碳原子的離位能為25 eV，彈性散射時傳遞的能量大於25 eV時，碳原子將被擊出晶格節點，形成空位——間隙原子對。被擊出的原子能量足夠大時，也擊出其 它碳原子，形成級聯碰撞，產生空位--間隙原子對。一個裂變中子慢化成熱中子的過程中 ，平均使用20?000個原子離位。商用高溫氣冷堆反射層石墨在其壽期內，碳原子平均離位 達幾十次至幾百次。離位原子通過不同機制在石墨中形成大量缺陷，使石墨的性能發生變化 。輻照損傷的大小與石墨的原材料、製造工藝、快中子注量和注量率、輻照溫度等因素有關 。低溫輻照時，輻照損傷主要表現為貯能（Wigner、潛能）的積累，例如室溫輻照貯能可達2720J/g，如果瞬發釋放，可使溫度陡升1 350 ℃造成事故。貯能可以通過退火 可控釋放。英國的Windscale生產堆因退火失控，造成燃料元件燒毀，反應堆報廢。高溫輻照時，石墨的輻照損傷表現為尺寸各向異性變化和其它物理機械性能的改變。隨著中子注量 的增加，石墨先是收縮，達到最小值後，收縮減小，恢復到原始尺寸，隨後迅速膨脹。通常 把尺寸首先恢復到原始值相對應的快中子注量，作為反應堆石墨結構的壽命。石墨的彈性模 量、強度和線脹係數隨中子注量的增加而增加，到達一最大值，隨後迅速下降。彈性模量的 最大值比未輻照石墨高1倍以上，線脹係數高10 %～30 %。石墨的導熱係數隨快中子 注量增加迅速下降，最後趨向一個飽和值，飽和值的大小與輻照溫度有關，約為原始值的20 %～50 %。由於輻照引起石墨性能的變化很大，核反應堆石墨構件的設計必須建立在石墨熱態（輻照狀態）性能的基礎上，冷態（未輻照狀態）性能不能作為設計依據。石墨的熱態 性能通過輻照試驗求得，輻照試驗條件應儘可能與反應堆實際工況相同。為保證反應堆安全 ，高效運行，石墨的輻照損傷應儘可能小。作為反應堆構件來說，尺寸各向異性變化最為有害， 所以各向同性度是核石墨的關鍵指標。製造各向同性石墨的關鍵是採用各向同性度好的焦炭 顆粒：各向同性焦或由各向異性焦製成的巨觀各向同性的二次焦，目前一般採用二次焦技術 。成型技術與產品的尺寸、形狀有關，振動成型技術特別適於製造球床堆反射層用石墨。
經過半個多世紀的努力，核石墨的發展水平已能滿足生產堆、氣冷堆和原型高溫氣冷堆的需 要。研究發展各向同性度好、耐輻射損傷、價格低廉的核石墨，仍然是核石墨研究和發展的 主要目標。
分類用於核反應堆炭素材料，按材料分有石墨類、炭質類、熱解石墨和各向同性石墨、含硼石墨等。按用途分有減速材料(慢化劑)、反射材料、包殼、熔煉鈾鹽坩堝等。
減速材料在核反應堆內U等核分裂物質在分裂時，放出的中子速度秒速約3萬km(能量平均約為2MeV)，很難命中原子核，所以為提高核分裂的幾率，繼續維持連鎖反應，則必須減緩中子速度，使之變為秒速2000m的低速中子即所謂熱中子(能量約為0.025ev)。減速材料的用途就是把這種高速中子減緩成慢中子。
核石墨生產目前核石墨生產基本上是在普通人造石墨生產工藝基礎上開展起來的。針對核石墨需要高純度、高密度、各向異性小的特點，對現行的石墨生產工藝、原料和設備加以改進，使之達到生產核石墨的要求。
石墨減速劑生產要求
有4個主要問題，即高純度、高密度、各向異性和機械加工。
(1)高純度。核石墨減速劑的純度是最被重視的特性之一。首先選用純度高、雜質含量少的石油焦和煤瀝青作原料。原料雜質中硼含量要低，因1×10的硼含量相當於增加lmb的截面，高溫石墨化大多數金屬雜質在2800～3000℃揮發，而硼高於3000℃亦難除去，因硼與碳形成B4C3。對原料中硼含量要求極其嚴格，除原料外在生產中先後經10多道工序減少外來的雜質和合理工藝制度也是十分重要的。
(2)高密度。核石墨應有較高的密度，一般控制在1.79/cm左右，基本上能滿足石墨堆運行要求，石墨的體積密度表示慢化劑的有效慢化率，密度降低則單位體積內的原子數減少，慢化率也就降低。
(3)各向異性小。石墨用於核反應堆時，由於溫度上升產生熱膨脹和輻照引起的維格納(Wigner)生長。這種現象在垂直於擠壓方向表現甚大，而平行於擠壓方向表現較小，則石墨塊不能按原始形狀同樣比例膨脹。因而石墨這種各向異性膨脹在由許多石墨塊堆積而成的慢化層的結構是不能忽視的。石墨各向異性主要是由於石墨晶體結構具有極度的各向異性性質所致。另一方面在擠壓成型時焦炭顆粒的排列對製品的各向異性也具有決定性的影響，因此要在成型過程中採取措施減少各向異性度。
(4)機械加工。石墨減速層和反射層是由經過精加工的塊狀堆砌而成的。石墨砌體中有供燃料棒、控制棒、儀器和試驗用的各種孔道，這些孔道均有準確的尺寸，此外所有的石墨塊砌體能防止中子流和冷卻氣體的泄漏。為此核石墨加工比任何石墨製品加工要求有更高的精密度。實際上要求精度在幾絲之內。為保證產品加工精度設有專用高精度加工工具機。
石墨慢化劑套用的反應堆
（1）氣冷反應堆
鎂諾克斯型反應堆（Magnox）
改進型氣冷反應堆（AGR）
（2）高溫氣冷反應堆（已竣工）
天龍座反應堆（Dragon reactor）
煤球爐式反應堆（AVR Reactor）
桃底核電站（Peach Bottom Nuclear Generating Station, Unit 1）
釷高溫反應堆-300（THTR-300）
聖符侖堡核電站（Fort St. Vrain Generating Station）
球床反應堆（PBMR）
稜鏡燃料反應堆（Prismatic fuel reactor）
超高溫實驗堆（UHTREX）
（3）水冷反應堆
大功率管式反應堆（RBMK）
