O dano por 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 do leito de seixos. O mecanismo de moderação de nêutrons é a dispersão elástica de nêutrons e os átomos do material moderador, e a energia transportada por eles é transferida para os átomos do material moderador. A grafite em pó também é um candidato promissor para materiais orientados para plasma para reatores de fusão nuclear. Os seguintes editores da Fu Ruite introduzem a aplicação de pó de grafite em testes nucleares:
Com o aumento da fluência de nêutrons, o pó de grafite encolhe primeiro e, depois de atingir um pequeno valor, o encolhimento diminui, retorna ao tamanho original e depois se expande rapidamente. Para utilizar efetivamente os nêutrons liberados pela fissão, eles devem ser desacelerados. As propriedades térmicas do pó de grafite são obtidas por teste de irradiação e as condições do teste de irradiação devem ser as mesmas que as condições reais de trabalho do reator. Outra medida para melhorar a utilização de nêutrons é usar materiais reflexivos para refletir os nêutrons que vazam para fora do fundo da zona de reação de fissão nuclear. O mecanismo de reflexão de nêutrons também é a dispersão elástica de nêutrons e átomos de materiais reflexivos. Para controlar a perda causada por impurezas ao nível permitido, o pó de grafite usado no reator deve ser nuclear puro.
O pó de grafite nuclear é um ramo de materiais de grafite em pó desenvolvidos em resposta às necessidades da 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 refrigerados a gás de alta temperatura. A probabilidade de o nêutron reagir com o núcleo é chamado de seção transversal e a seção transversal do nêutrons térmico (energia média de 0,025ev) do U-235 é de dois graus mais altos que a seção transversal de fissão de fissão (energia média da 2EV). O módulo elástico, a força e o coeficiente de expansão linear de 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 o pó de grafite estava disponível a um preço acessível próximo a essa pureza, e é por isso que todos os reatores e os reatores de produção subsequentes usavam pó de grafite como material moderador, inaugurando a era nuclear.
A chave para a fabricação de pó de grafite isotrópica é usar partículas de coque com boa isotropia: coque isotrópico ou coque secundário macro-isotrópico feito de coque anisotrópico, e a tecnologia de coque secundária é geralmente usada atualmente. O tamanho do dano por radiação está relacionado às matérias -primas do pó de grafite, processo de fabricação, taxa rápida de fluência de nêutrons e fluência, temperatura de irradiação e outros fatores. É necessário que o equivalente de boro do pó de grafite nuclear esteja em torno de 10 ~ 6.
Hora de postagem: maio-18-2022