石墨材料在高溫氣冷堆的使用現(xiàn)狀及今后的詳解

高溫氣冷堆非常安全這一特征，使人們提出了模塊化高溫氣冷堆的設計理念。下一代超高溫核反應堆( UHTR) ，朝著高功率密度、高溫化方向邁進。技術上的這些發(fā)展進步，對新一代石墨材料的特性提出了更高的要求，比如，更高的輻照損傷耐受力，產品均質化，物美價廉，長期供貨等。

美國在下一代核反應堆( NGNP)研發(fā)計劃中，把日本東洋炭素的IG－430和羅蘭石墨美國分公司的2020兩種牌號的等靜壓石墨作為備選的堆芯材料進行研究。這2種石墨的性能指標見表1。

核聚變反應堆

核聚變反應堆的工作原理是氫的同位素氘和氚的原子核在高溫下結合，形成氦原子和中子的同時，釋放出巨大的能量。

核聚變反應堆的研究開始于1950年，直到超高溫等離子體吸收材料的開發(fā)成功，才有了突飛猛進的發(fā)展。石墨用于核聚變反應堆的等離子體面對材料，很大程度上減少了等離 子體中的金屬雜質，并表現(xiàn)出良好的導熱性，因此極大地提高了等離子體的能量約束特性。

現(xiàn)在大型的核聚變反應堆JT－60U和JET的內壁幾乎都包覆了石墨。2007年10月，國際原子能機構發(fā)起由7個國家( 日本、EU、俄羅斯、美國、中國、韓國、印度) 聯(lián)手執(zhí)行的國際熱核聚變實驗反應堆(ITER)計劃。這個計劃預計于2016年在法國卡達拉什完成。

核聚變堆第一壁材料的要求和問題點

等離子體的特性與核聚變裝置中等離子體的面對材料有關。如果等離子體中混有高原子序數(shù)Z的雜質時，一旦這些雜質被加熱為高價離子與電子結合，就會增加輻照損失。

因為輻射強度與原子序數(shù)的3～4次方成正比，原子序數(shù)越大，輻照損失越大，所以原子序數(shù)Z必須小。

一方面，從等離子體逃逸出的入射高能粒子、光、熱會強烈損傷面對等離子體第一壁材料;

另一方面，石墨材料的升華、濺射及從中脫出的氣體等混入等離子體中成為雜質。

高能中子對面對材料產生的體損傷，以及高能離子產生的表面損傷等是對面對材料的新挑戰(zhàn)。離子體放電脈沖時，嵌入第一壁的燃料粒子飛濺出來，進入等離子體中，并在壁和等離子體間來回循環(huán)。這個 過程對保持燃燒很有必要。

隨著核聚變裝置逐漸大型化，為了生成高溫等離子體，導熱性好、機械強度高的石墨材料被用做面對等離子體的第一壁材料，且表現(xiàn)出了良好的放電脈沖效果。

此外，即使它們混入等離子體中，因原子序數(shù)低，引起的輻照損失小，所以能使高溫等離子體保持穩(wěn)定。石墨邦，國內首家碳石墨全產業(yè)鏈電商平臺----www.shimobang.cn欲交流請加微信號：shimobang 但是，氫的同位素入射會導致石墨材料生成CH4氣體的消耗性化學飛濺現(xiàn)象以及輻射增強升華損耗現(xiàn)象(輻射增強升華是指等離子體粒子處于輻照環(huán)境下，即使當前溫度未達到石墨的正常熱升華溫度，石墨材料也會升華損耗的現(xiàn)象) 。

因此，采用石墨材料做等離子體的面對材料時，必須注意石墨的使用條件，特別是溫度。

下一代核聚變裝置( ITER)

ITER裝置中的偏濾器位于等離子體出口處，承受了極高的粒子負荷以及等離子體破裂過程中所產生的極高的熱負荷。

為了及時有效地除去偏濾器承載的高熱負荷，ITER裝置的偏濾器部件采用了和JT－60U裝置具有相同熱導率的C /C復合材料。偏濾器部件的制造采用了冷卻水管和熱沉焊接的技術。此外，高原子序數(shù)Z的鎢，因濺射率低，傾向于用作面對等離子體材料。

核聚變堆用的石墨材料

日本原子能研究所正在研發(fā)的臨界等離子體裝置JT－60U的等離子體面對材料和偏濾器板就采用了石墨材料所做的部件。

其中，等離子體出口處的偏濾器板采用了一種具有高熱導率、高耐熱沖擊力、以炭纖維為原料的特殊C /C復合材料，熱負荷相對較低的第一壁采用了各向同性石墨材料。

其他核石墨(反應控制材料)

不管核反應堆中的核分裂物質是否增減，核反應堆必須設置控制棒以及時補償和調節(jié)原子反應堆中的中子數(shù)。高溫氣冷堆使用碳與B4C結合制成的圓柱體為控制棒。這要求石墨材料在所使用的溫度環(huán)境中必須保持穩(wěn)定，而且能耐中子輻照。

總之，世界原子能工業(yè)正經歷著各種各樣的發(fā)展變化。在高溫氣冷堆領域，南非和中國的商用高溫氣冷堆正在推進中。在核聚變反應堆領域，有實驗反應堆。國際熱核聚變實驗反應堆( ITER)計劃開展的同時，日本的JT－60裝置改造也在先期進行中。