O dano de radiação do pó de grafite tem um efeito decisivo no desempenho técnico e econômico do reator, especialmente o reator refrigerado a gás de alta temperatura com leito de seixos. O mecanismo de moderação de nêutrons é o espalhamento elástico dos nêutrons e dos átomos do material moderador, e a energia transportada por eles é transferida para os átomos do material moderador. O pó de grafite também é um candidato promissor para materiais orientados a plasma para reatores de fusão nuclear. Os seguintes editores de Fu Ruite apresentam a aplicação de pó de grafite em testes nucleares:
Com o aumento da fluência de nêutrons, o pó de grafite primeiro encolhe e, após atingir um valor pequeno, o encolhimento diminui, retorna ao tamanho original e depois se expande rapidamente. Para utilizar eficazmente os nêutrons liberados pela fissão, eles deveriam ser desacelerados. As propriedades térmicas do pó de grafite são obtidas por teste de irradiação, e as condições do teste de irradiação devem ser iguais às condições reais de trabalho do reator. Outra medida para melhorar a utilização de nêutrons é usar materiais reflexivos para refletir de volta os nêutrons que vazam do núcleo da zona de reação de fissão nuclear. O mecanismo de reflexão de nêutrons também é o espalhamento elástico de nêutrons e átomos de materiais reflexivos. A fim de controlar a perda causada por impurezas até o nível permitido, o pó de grafite utilizado no reator deve ser nuclearmente puro.
O pó de grafite nuclear é um ramo de materiais em pó de grafite desenvolvido em resposta às necessidades de construção de reatores de fissão nuclear no início da década de 1940. É usado como moderador, reflexão e materiais estruturais em reatores de produção, reatores resfriados a gás e reatores resfriados a gás de alta temperatura. A probabilidade do nêutron reagir com o núcleo é chamada de seção transversal, e a seção transversal de fissão do nêutron térmico (energia média de 0,025eV) do U-235 é dois graus maior do que a seção transversal de fissão do nêutron de fissão (energia média de 2eV). . O módulo de elasticidade, a resistência e o coeficiente de expansão linear do pó de grafite aumentam com o aumento da fluência de nêutrons, atingem um valor grande e depois diminuem rapidamente. No início da década de 1940, apenas pó de grafite estava disponível a um preço acessível próximo a essa pureza, razão pela qual todos os reatores e reatores de produção subsequentes usavam pó de grafite como material moderador, inaugurando a era nuclear.
A chave para fazer pó de grafite isotrópico é usar partículas de coque com boa isotropia: coque isotrópico ou coque secundário macroisotrópico feito de coque anisotrópico, e a tecnologia de coque secundário é geralmente usada atualmente. O tamanho do dano de radiação está relacionado às matérias-primas do pó de grafite, processo de fabricação, fluência rápida de nêutrons e taxa de fluência, temperatura de irradiação e outros fatores. O equivalente de boro do pó de grafite nuclear deve estar em torno de 10~6.
Horário da postagem: 18 de maio de 2022