stringtranslate.com

Ядерный графит

Ядерный графит — это любой сорт графита , обычно синтетический графит , изготовленный для использования в качестве замедлителя или отражателя в ядерном реакторе . Графит является важным материалом для строительства как исторических, так и современных ядерных реакторов из-за его чрезвычайной чистоты и способности выдерживать чрезвычайно высокие температуры.

Графитовый сердечник из эксперимента с реактором на расплавленной соли

История

Ядерное деление , создание цепной ядерной реакции в уране , было открыто в 1939 году после экспериментов Отто Гана и Фрица Штрассмана и интерпретации их результатов такими физиками, как Лиза Мейтнер и Отто Фриш . [1] [2] Вскоре после этого слух об открытии распространился по всему международному физическому сообществу.

Для того чтобы процесс деления шел в цепном режиме, нейтроны, созданные делением урана, должны быть замедлены путем взаимодействия с замедлителем нейтронов (элементом с низким атомным весом, который будет «отскакивать» при столкновении с нейтроном), прежде чем они будут захвачены другими атомами урана. К концу 1939 года стало общеизвестно, что в качестве замедлителя может использоваться тяжелая вода . Графит был отклонен немцами как возможный замедлитель, поскольку он содержал бор в качестве примеси. Однако в начале 1940-х годов в Соединенных Штатах был разработан графит достаточно высокой чистоты, и затем он использовался в первом и последующих ядерных реакторах для Манхэттенского проекта . [3]

В феврале 1940 года, используя средства, которые были выделены частично в результате письма Эйнштейна-Сциларда президенту Рузвельту, Лео Сцилард приобрел несколько тонн графита у компании Speer Carbon и у National Carbon Company (Национальное углеродное подразделение корпорации Union Carbide and Carbon в Кливленде, штат Огайо) для использования в первых экспериментах Энрико Ферми по делению, так называемом экспоненциальном котле. [4] : 190  Ферми пишет, что «Результаты этого эксперимента были [sic] несколько обескураживающими» [5], предположительно из-за поглощения нейтронов какой-то неизвестной примесью. [6] : 40  Итак, в декабре 1940 года Ферми и Сцилард встретились с Гербертом Г. Макферсоном и В. К. Хамистером в National Carbon, чтобы обсудить возможное существование примесей в графите. [7] : 143  Во время этой беседы стало ясно, что источником проблемы были мельчайшие количества примесей бора. [3] [8]

В результате этой встречи в течение следующих двух лет Макферсон и Хамистер разработали в National Carbon методы термической и газоэкстракционной очистки для производства графита без содержания бора. [8] [9] Полученный продукт был обозначен National Carbon как AGOT Graphite («Графит Ачесона обычной температуры»), и это был «первый настоящий ядерный графит». [10]

В этот период Ферми и Силард закупили графит у нескольких производителей с различной степенью сечения поглощения нейтронов : графит AGX от National Carbon Company с сечением 6,68 мб (миллибарн), графит US от United States Graphite Company с сечением 6,38 мб, графит Speer от Speer Carbon Company с сечением 5,51 мб, и, когда он стал доступен, графит AGOT от National Carbon с сечением 4,97 мб. [6] : 178  [11] : 4  [12] К ноябрю 1942 года National Carbon отправила 250 тонн графита AGOT в Чикагский университет [4] : 200  , где он стал основным источником графита для использования при строительстве Чикагской постройки-1 Ферми , первого ядерного реактора, генерирующего устойчивую цепную реакцию (2 декабря 1942 года). [6] : 295  В начале 1943 года графит AGOT использовался для строительства графитового реактора X-10 на заводе Clinton Engineer Works в Теннесси и первых реакторов на объекте Hanford Site в Вашингтоне, [11] : 5  для производства плутония во время и после Второй мировой войны. [8] [10] Процесс AGOT и его более поздние усовершенствования стали стандартными методами в производстве ядерного графита. [11]

Нейтронное сечение графита было исследовано во время Второй мировой войны в Германии Вальтером Боте , П. Йенсеном и Вернером Гейзенбергом . Самым чистым графитом, доступным им, был продукт компании Siemens Plania, который показал нейтронное сечение поглощения около 6,4 мб [13] : 370  к 7,5 мб. [14] Поэтому Гейзенберг решил, что графит не подойдет в качестве замедлителя в конструкции реактора с использованием природного урана . [3] [13] [15] Следовательно, немецкие усилия по созданию цепной реакции включали попытки использовать тяжелую воду , дорогую и дефицитную альтернативу, которую стало еще труднее получить из-за саботажа норвежской тяжелой воды норвежскими и союзными войсками. Даже в 1947 году Гейзенберг все еще не понимал, что единственной проблемой с графитом была примесь бора. [15]

Графит также недавно использовался в термоядерных реакторах, таких как Wendelstein 7-X . Согласно экспериментам, опубликованным в 2019 году, графит в элементах стенки стелларатора и графитовый островной дивертор значительно улучшили плазменные характеристики внутри устройства, обеспечив лучший контроль над примесями и тепловым выбросом, а также длительные высокоплотные разряды. [16]

эффект Вигнера

В декабре 1942 года Юджин Вигнер предположил [17] , что нейтронная бомбардировка может приводить к дислокациям и другим повреждениям в молекулярной структуре материалов, таких как графитовый замедлитель в ядерном реакторе. Результирующее накопление энергии в материале стало предметом беспокойства [10] : 5  Была высказана мысль о том, что графитовые стержни могут сплавляться вместе в виде химических связей на поверхности стержней при открытии и закрытии. Даже возможность того, что графитовые части могут очень быстро распадаться на мелкие кусочки, не могла быть исключена. Однако первые энергетические реакторы (графитовый реактор X-10 и реактор Hanford B ) пришлось строить без таких знаний. Циклотронам , которые были единственными доступными источниками быстрых нейтронов , потребовалось бы несколько месяцев, чтобы произвести нейтронное облучение, эквивалентное одному дню в реакторе B.

Это стало отправной точкой для крупномасштабных исследовательских программ по изучению изменений свойств от излучения быстрых частиц и прогнозированию их влияния на безопасность и срок службы графитовых реакторов, которые будут построены. Влияние свойств материала от излучения быстрых нейтронов наблюдалось много раз и во многих странах после того, как первые результаты появились на графитовом реакторе X-10 в 1944 году.

Конкретные изменения графита при облучении включают:

Поскольку состояние ядерного графита в активных реакторах можно определить только при плановых проверках, примерно каждые 18 месяцев важно математическое моделирование ядерного графита по мере приближения к концу срока службы. Однако, поскольку можно проверить только поверхностные характеристики, а точное время изменений неизвестно, моделирование надежности особенно сложно. [18] Хотя катастрофическое поведение, такое как плавление или разрушение кусков графита, никогда не происходило, большие изменения во многих свойствах происходят из-за облучения быстрыми нейтронами, что необходимо учитывать при проектировании графитовых компонентов ядерных реакторов. Хотя не все эффекты еще хорошо изучены, более 100 графитовых реакторов успешно работают десятилетиями с 1940-х годов. В 2010-х годах сбор новых данных о свойствах материалов значительно улучшил знания. [19] [20]

Производство

Графит реакторного качества не должен содержать поглощающих нейтроны материалов, особенно бора, который имеет большое сечение захвата нейтронов. Источниками бора в графите являются сырье, упаковочные материалы, используемые при выпечке продукта, и даже выбор мыла (например, буры), используемого для стирки одежды, которую носят рабочие в механическом цехе. [11] : 80  Концентрация бора в термически очищенном графите (например, графите AGOT) может быть менее 0,4 ppm, [11] : 81  а в химически очищенном ядерном графите она составляет менее 0,06 ppm. [11] : 47 

Ядерный графит для реакторов Magnox в Великобритании был изготовлен из нефтяного кокса , смешанного с угольным связующим пеком, нагретого и экструдированного в заготовки, а затем обожженного при 1000 °C в течение нескольких дней. Для уменьшения пористости и увеличения плотности заготовки были пропитаны каменноугольной смолой при высокой температуре и давлении перед окончательным обжигом при 2800 °C. Затем отдельные заготовки были обработаны на станке в окончательные требуемые формы. [21]

Аварии в реакторах с графитовым замедлителем

На реакторах с графитовым замедлителем произошло две крупные аварии: пожар в Уиндскейле и катастрофа на Чернобыльской АЭС .

В пожаре в Уиндскейле использовался непроверенный процесс отжига графита, что привело к перегреву в неконтролируемых областях активной зоны и непосредственно к возгоранию пожара. Материалом, который загорелся, были канистры с металлическим урановым топливом внутри реактора. Когда пожар был потушен, было обнаружено, что единственными областями графитового замедлителя, которые получили термические повреждения, были те, которые находились близко к горящим топливным канистрам. [22] [23]

В Чернобыльской катастрофе замедлитель не был ответственен за первичное событие. Вместо этого, массивный скачок мощности (усугубленный высоким и положительным коэффициентом пустотности РБМК , как он был спроектирован и использовался в то время) во время неправильно проведенного испытания вызвал катастрофический отказ корпуса реактора и почти полную потерю подачи охладителя. Результатом стало то, что топливные стержни быстро расплавились и слились воедино, находясь в состоянии чрезвычайно высокой мощности, в результате чего небольшая часть активной зоны достигла состояния неконтролируемой мгновенной критичности и привела к массивному выбросу энергии, [24] что привело к взрыву активной зоны реактора и разрушению здания реактора. Массовый выброс энергии во время первичного события перегрел графитовый замедлитель, а разрушение корпуса реактора и здания позволило перегретому графиту войти в контакт с атмосферным кислородом. В результате графитовый замедлитель загорелся, вызвав шлейф высокорадиоактивных осадков в атмосферу и на очень обширную территорию. [25]

Ссылки

  1. ^ Робертс, Р. Б.; Койпер, Дж. Б. Х. (1939), «Уран и атомная энергетика», Журнал прикладной физики , 10 (9): 612–614, Bibcode : 1939JAP....10..612R, doi : 10.1063/1.1707351
  2. ^ "Манхэттенский проект: открытие деления, 1938-1939". www.osti.gov . Получено 2022-12-01 .
  3. ^ abc Бете, Ганс (2000), «Немецкий урановый проект», Physics Today , 53 (7), Американский институт физики: 34–36, Bibcode : 2000PhT....53g..34B, doi : 10.1063/1.1292473
  4. ^ Аб Сальветти, Карло (2001). «Груда Ферми». В К. Бернардини и Л. Бонолисе (ред.). Энрико Ферми: Его работа и наследие . Нью-Йорк, штат Нью-Йорк: Springer Verlag. стр. 177–203. ISBN 3540221417.
  5. ^ Ферми, Энрико (1946), «Разработка первого котла с цепной реакцией», Труды Американского философского общества , 90 (1): 2024
  6. ^ abc Ферми, Энрико (1965). Сборник статей . Том 2. Издательство Чикагского университета.
  7. ^ Сцилард, Гертруда; Уэрт, Спенсер (1978). Лео Сцилард: Его версия фактов . Том. II. МТИ Пресс. ISBN 0262191687.
  8. ^ abc Weinberg, Alvin (1994), "Herbert G. MacPherson", Memorial Tributes , т. 7, National Academy of Engineering Press, стр. 143–147, doi :10.17226/4779, ISBN 978-0-309-05146-0
  9. ^ Карри, Л. М.; Хамистер, В. К.; Макферсон, Х. Г. (1955). Производство и свойства графита для реакторов . Национальная углеродная компания.
  10. ^ abc Eatherly, WP (1981), "Ядерный графит - первые годы", Журнал ядерных материалов , 100 (1–3): 55–63, Bibcode : 1981JNuM..100...55E, doi : 10.1016/0022-3115(81)90519-5
  11. ^ abcdef Найтингейл, Р. Э. (1962). Ядерный графит . Отдел технической информации, Комиссия по атомной энергии США. Academic Press. ISBN 0125190506.
  12. ^ Хааг, Г. 2005, Свойства графита ATR-2E и изменения свойств из-за облучения быстрыми нейтронами, FZ-Juelich, Juel-4813.
  13. ^ Аб Хентшель, Клаус (ред.); Хентшель, Энн М. (переводчик) (1996), «Документ 115», Физика и национал-социализм: антология первоисточников (английский перевод Гейзенберга, 1947), Birkhäuser, стр. 361–379, ISBN 978-3-0348-0202-4 {{citation}}: |first1=имеет общее название ( помощь )
  14. ^ Хааг, 2005.
  15. ^ ab Гейзенберг, Вернер (16 августа 1947 г.), «Исследования в Германии по техническому применению атомной энергии», Nature , 160 (4059): 211–215, Bibcode : 1947Natur.160..211H, doi : 10.1038/160211a0, PMID  20256200, S2CID  4077785
  16. ^ Клингер, Т.; и др. (2019). «Обзор первой высокопроизводительной операции Wendelstein 7-X». Nuclear Fusion . 59 (11): 112004. Bibcode : 2019NucFu..59k2004K. doi : 10.1088/1741-4326/ab03a7 . hdl : 2434/653115 .
  17. ↑ Ферми, Энрико (1942), «Отчет за месяц, заканчивающийся 15 декабря 1942 года, Физическое отделение», отчет Комиссии по атомной энергии США CP-387
  18. ^ Филип Мол; Питер Робинсон; Дженни Берроуэнд; Алекс Бонд (июнь 2017 г.). «Растрескивание ядерного графита» (PDF) . Mathematics Today . Получено 10 марта 2019 г.
  19. ^ Arregui Mena, JD; et al. (2016). «Пространственная изменчивость механических свойств Gilsocarbon» (PDF) . Carbon . 110 : 497–517. doi :10.1016/j.carbon.2016.09.051. S2CID  137890948.
  20. ^ Arregui Mena, JD; et al. (2018). "Характеристика пространственной изменчивости свойств материалов Gilsocarbon и NBG-18 с использованием случайных полей" (PDF) . Journal of Nuclear Materials . 511 : 91–108. Bibcode :2018JNuM..511...91A. doi : 10.1016/j.jnucmat.2018.09.008 . S2CID  105291655.
  21. ^ Гарет Б. Нейбор (2007). Управление старением в графитовых активных зонах реакторов. Королевское химическое общество. ISBN 978-0-85404-345-3. Получено 15.06.2009 .
  22. ^ "Встреча RG2 с командой проекта вывода из эксплуатации Windscale Pile 1" (PDF) . Консультативный комитет по ядерной безопасности. 2005-09-29. NuSAC(2005)P 18 . Получено 2008-11-26 .
  23. ^ Марсден, Б. Дж.; Престон, С. Д.; Уикхэм, А. Дж. (8–10 сентября 1997 г.). «Оценка проблем безопасности графита для британских производственных свай в Уиндскейле». AEA Technology . МАГАТЭ. IAEA-TECDOC—1043. Архивировано из оригинала 12 октября 2008 г. Получено 13 ноября 2010 г.
  24. ^ Пахомов, Сергей А.; Дубасов, Юрий В. (2009). «Оценка энерговыделения взрыва при аварии на Чернобыльской АЭС». Чистая и прикладная геофизика . 167 (4–5): 575. Bibcode :2010PApGe.167..575P. doi : 10.1007/s00024-009-0029-9 .
  25. ^ "Часто задаваемые вопросы о Чернобыле". Международное агентство по атомной энергии – Отдел общественной информации. Май 2005 г. Архивировано из оригинала 23 февраля 2011 г. Получено 23 марта 2011 г.

Внешние ссылки