陶瓷材料在核能设备中能承担何种角色?

2022-05-03 10:05    陶瓷材料  核能设备  核电设备

自从1942年第一座核反应堆在美国建立,核工业已经发展了将近八十年。这期间核工业的发展重心从核武器转移到了核能应用上,应用于核工业中的材料也不断进行着更新换代,先进陶瓷材料也在其中受到了重视并有效应用于核反应堆原料、组件以及核废料处理等各个方面。


人类战争在经过徒手作战、冷兵器作战、热兵器作战、机械化作战几个阶段后,进入信息化高科技作战。战争无比残酷,但对于科学技术的发展来说却是一剂不可多得的催化剂,当今许多耳熟能详的科学技术最初都来源于军用技术。随着战争的结束,军事技术转民用技术的现象很为常见。例如电子计算机、语音翻译转文字技术、GPS定位、人工降雨用的高射炮、运载火箭、核电站等都是典型的军转民技术。
 
 
自从1942年第一座核反应堆在美国建立,核工业已经发展了将近八十年。这期间核工业的发展重心从核武器转移到了核能应用上,应用于核工业中的材料也不断进行着更新换代,先进陶瓷材料也在其中受到了重视并有效应用于核反应堆原料、组件以及核废料处理等各个方面。
 
本文就先进陶瓷材料在核能工业中的应用进行简单举例:
 
1 吸收棒吸收体(B4C)
 
为了裂变反应的速率在一个预定的水平上,需要控制棒和安全棒(总称为吸收棒)对反应速率进行调节,其中控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率,安全棒则用来快速停止反应。现行吸收棒内广泛应用于轻水堆、重水堆、高温冷气堆与快中子堆之中,使用的吸收体主要为碳化硼粉末或是碳化硼芯块。
 
硼系陶瓷材料相关资料延伸:
 
经研究结果表示,含硼的硼系陶瓷材料具有良好的中子吸收性能,同时,一些碳化硼、硼化锆、氮化硼、含硼硅酸盐等硼系陶瓷材料在耐高温、耐高压、耐腐蚀方面具有良好的性能,所以,这些硼系陶瓷材料被广泛应用于冷却系统、控制棒、反射层、屏蔽层系统及与核反应堆相关的领域,并成为核能领域关键材料的主要组成部分。
 
硼系陶瓷材料在核电装备的应用:
 
(1)在堆芯元件中应用:在美国的核电反应堆堆芯元件中,将一部分碳化硼与含硼玻璃复合,在堆芯元件的外部制备出一层包覆层,达到防水防氢的效果。
 
在清华大学自主研究设计的10MW高温气冷堆HTGR-10中,碳化硼与碳材料复合制成的碳砖围绕在堆芯周围的反射层,既达到隔热的效果,又降低了反应堆壳外的中子通量。
 
(2)在冷却系统中应用:反应堆重要系统之一的冷却剂就需要含硼材料,来控制反应的进行。美国在AP1000反应堆中就应用了硼酸的化学补偿剂于冷却剂中,以控制长期反应变化,来平均能力损耗和燃料分布。同时也应用了B10的硼酸作为可溶性的控制棒中子吸收材料。而在我国200MW核供热反应堆的重力注硼系统中,应用浓度8%的五硼酸钠溶液作为冷却剂,提高反应堆的先进性、安全性及经济性。
 
(3)在控制系统应用:在300WM球床式气冷快堆控制体系中,以碳化硼作为中子吸收材料包覆在反射层材料外围。在钠冷快堆与铅冷快堆中,碳化硼应用在控制棒元件中来控制反应堆的运行。
 
(4)在反应堆中其他部件中应用:一部分反应堆中应用金属材料作为结构材料,为减少这部分材料所受到的中子辐射,也需要应用一些硼系陶瓷材料作为中子吸收材料或者屏蔽材料,以减少中子辐射量。
 
2 核反应堆慢化剂(BeO)
 
核裂变堆中的裂变反应是由轰击235U(铀235)引起的。在轻水堆、重水堆和高温冷气堆中,相比中子裂变产生的快速中子,慢速中子更易引发235U裂变,因此这些堆中需要能使中子速度减慢的材料,即慢化剂。目前国际上通用的慢化剂包括水、石墨、铍、氧化铍等,其中作为陶瓷材料的氧化铍被考虑作为未来的一种慢化剂。
 
3 陶瓷型核燃料(UO2)
 
裂变反应堆燃料可分为金属型燃料元件、弥散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三种,其中陶瓷型燃料元件即各种类型的陶瓷芯块或球体,主要化学成分为二氧化铀。由于不同反应堆对燃料性能有不同的要求,因此会衍生出不同化学成分、不同规格的陶瓷型燃料元件,现在各反应堆主要使用的有无其它添加成分的UO2陶瓷芯块,添加了其他放射性金属氧化物的MOX燃料芯块,以及包覆型燃料颗粒。
 
4 反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料
 
核燃料元件的包壳材料是反应堆安全的重要屏障。随着核动力反应堆向高燃耗,长燃料循环寿命,高安全性趋势的发展,传统Zr合金包壳材料因其铀燃耗极限(62 MW·d/kg),高温腐蚀、氢脆、蠕变、辐照生长、芯/壳反应等缺陷,已不能满足未来第四代核能系统燃料元件对包壳材料的苛刻要求。SiC因其更小的中子吸收截面,低衰变热、高熔点及优异的辐照尺寸稳定性等优点,以SiC为基体的陶瓷基复合材料成为新一代包壳材料研究的热点。
 
5 第一壁结构材料(SiCf/SiC)
 
第一壁的结构材料应具备一定的抗中子辐射损伤能力。陶瓷材料在第一壁结构材料中的应用,主要是指碳化硅纤维增强的碳化硅母体复合材料(SiCf/SiC)。SiCf/SiC具有良好的抗腐蚀与抗肿胀性能,作为第一壁结构材料在高温下仍具有足够高的强度,可以运行于800℃的高温下,允许冷却剂达到高温,从而提高能源系统的热效率;SiC本身就为低中子活化材料,对中子辐射感生放射性低,作为第一壁便于维护和进行放射性处理。
 
结语
 
以上举例是目前发现的可应用于核工业中的部分陶瓷材料,这些陶瓷材料还有大量的研究工作需要跟进,性能还可根据实际应用情况进行提升,以满足日益增长的核工业需求。


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