顆粒狀核燃料用熱解石墨包殼

顆粒狀核燃料用熱解石墨包殼

高溫氣冷堆（HTGR），采用直徑為100~800m的核燃料小球，為了避免核燃料的裂變產(chǎn)物與冷卻劑發(fā)生反應(yīng)和防止冷卻劑被裂變物所污染，必須將核燃料小球的表面包上厚度約為30~100μm的密度不同的熱解石墨（兩層或三層）。早期的反應(yīng)堆，為了防止放射性的核裂變產(chǎn)物污染冷卻劑，把核燃料物裝入金屬管中，可是在高溫氣冷堆中，核燃料的溫度最高近1400℃，金屬容器不能使用所以高溫氣冷堆出現(xiàn)的初期采用高密度不透性石墨或玻璃炭作為氣密性核燃料容器。156年以來，世界上一些國(guó)家采用如圖3-73所示的方案制造核燃料容器，獲得較好的效果當(dāng)然因高溫氣冷堆不同，核燃料的直徑和包殼層的厚度也不相同。

包殼最里面一層（與核燃料接觸的一層）作為沖層，為假密度在1.3g/cm3以下的各向同性多孔質(zhì)熱解石墨。以此層來吸收裂變物，避免高密度包殼層的破壞，緩沖核燃料的膨脹和高密度外包層由輻射而引起的收縮。高密度包殼層的作用是阻止核燃料產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物跑出來，這一層的假密度為1.7~2.0/cm。SiC層的作用是阻止核裂變產(chǎn)物中的銫、鋇、鍶等特定的放射性物質(zhì)擴(kuò)散出來。還的國(guó)家在高密度熱解石墨的外層包上一層以樹脂為黏結(jié)劑的石墨粉。