周雪梅 孟令杰 賴 偉

?

炭/炭復(fù)合材料對活化片輻照的影響

周雪梅1,2孟令杰1,2賴 偉1,2

1（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 嘉定園區(qū) 上海 201800）2（中國科學(xué)院核輻射與核能技術(shù)重點實驗室 上海 201800）

根據(jù)釷基熔鹽堆高溫環(huán)境輻射測量需求，采用具有高溫抗氧化SiC涂層的炭/炭復(fù)合材料作為待測活化片的載體材料，介紹了采用炭/炭復(fù)合材料作為輻照載體的優(yōu)越性，對其進行了成分和熱分析測試，并詳細描述了帶有炭/炭復(fù)合材料的一組活化片和不帶有炭/炭復(fù)合材料的另一組活化片同時在鈾氫鋯脈沖堆的徑向?qū)嶒灴椎乐羞M行中子輻照的實驗過程。通過比較兩組活化片的單核反應(yīng)率，詳細分析了炭/炭復(fù)合材料對活化片輻照結(jié)果的影響。結(jié)果表明，載體采用涂層為SiC的炭/炭復(fù)合材料，并且壁厚為幾個毫米時，對多種活化片的中子輻照結(jié)果影響很小，可以作為高溫環(huán)境下輻照材料的載體。

炭/炭復(fù)合材料，中子輻照，單核反應(yīng)率，固態(tài)燃料熔鹽堆TMSR-SF

TMSR-SF (Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel)是一種以液態(tài)熔鹽為冷卻劑的固體燃料實驗堆，是中國科學(xué)院“未來先進核裂變能”戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項優(yōu)先選擇并設(shè)計的反應(yīng)堆堆型。根據(jù)實驗需求，需要在反射層內(nèi)垂直實驗孔道內(nèi)進行材料輻照實驗，而反射層內(nèi)的溫度約600 oC，并且測量孔道直徑僅幾厘米，空間比較狹窄。對于用量很少的輻照材料，如測量中子能譜的活化片，需要尋找一種合適的載體才能進行輻照實驗。通過大量調(diào)研，針對高溫環(huán)境及不影響輻照結(jié)果等條件，選擇涂層為SiC的炭/炭復(fù)合材料作為載體材料比較合適。本文工作的目的是通過對炭/炭復(fù)合材料進行成分和熱分析測試，并通過中子輻照實驗來分析載體材料對輻照結(jié)果的影響，通過輻照結(jié)果表明所選擇的具有高溫抗氧化涂層SiC的炭/炭復(fù)合材料是高溫環(huán)境下的一種理想的載體材料。

1 炭/炭復(fù)合材料的選擇及測試

在測量環(huán)境不高于100oC時，大多選用聚乙烯作為輻照載體材料，而對于如TMSR-SF反射層內(nèi)的實驗孔道，由于其達600 oC的高溫環(huán)境，所使用的輻照載體材料必須要滿足以下條件：(1) 材料要純，純度達99.9%以上，不能含有吸收截面大的雜質(zhì)，材料本身中子吸收截面要小，避免對中子有較多的吸收，以免影響測量結(jié)果；(2) 高熔點；(3) 化學(xué)性能穩(wěn)定，不能在高溫下與活化材料發(fā)生反應(yīng)；(4) 密度不能過大，在采用氣動系統(tǒng)時，容易被氣體推動；(5) 具有相對較高的機械強度，這樣保證不宜變形；(6) 有一定的延展性，便于加工成型[1]。

炭/炭復(fù)合材料是由高強度、高熔點的炭纖維和基體炭兩部分組成[2-3]，利用輝光質(zhì)譜對所采用材料進行元素成分分析，測得碳含量大于99.95wt.%。對熱中子而言，碳俘獲截面為(3.73±0.07) mb，吸收截面約3.5 mb，并且其具有重量輕、模量高等優(yōu)異性能而能夠滿足以上條件。但是，炭/炭復(fù)合材料在空氣氣氛的高溫環(huán)境中容易被氧化，圖1為采用掃描量熱儀對炭/炭復(fù)合材料進行熱分析的測試圖。

從圖1中可以看出，在約400oC的空氣氣氛中開始發(fā)生氧化反應(yīng)；在600oC時，開始出現(xiàn)明顯氧化，所以這種材料的很多性質(zhì)只有在惰性氣體中才能保持，為增強其抗氧化性，在其表面添加高溫化學(xué)氣相沉積所得到的SiC涂層，研究表明，SiC涂層能在1500oC下對炭/炭復(fù)合材料有效保護達上百小時。

TMSR-SF反射層內(nèi)中子能譜的測量擬采用活化法，將活化材料置于所設(shè)計的載體盒內(nèi)，利用氣動或其他機械手段將其傳送至待測點，然后被中子輻照。輻照完畢后，將帶有活化材料的載體盒送入實驗室進行測量分析，以得出待測點的如中子能譜、中子注量率等參數(shù)，但是需要研究載體材料對活化材料輻照結(jié)果的影響，以便了解測量參數(shù)的準確性。

2 實驗原理及實驗過程

2.1 實驗準備

(a) (b)

圖2 兩組活化片在炭/炭復(fù)合材料平板上的布局

2.2 輻照環(huán)境介紹

本次實驗是在鈾氫鋯脈沖堆的水平徑向孔道B內(nèi)進行的。鈾氫鋯脈沖堆[4]是以鈾氫鋯燃料、慢化劑材料作元件，石墨、水作反射層的池式研究堆，堆芯靠池水自然循環(huán)冷卻。鈾氫鋯脈沖堆為滿足各種實驗應(yīng)用的需要，設(shè)置了許多輻照實驗孔道，其中水平徑向孔道B距反應(yīng)堆中軸線930 mm，是介于切向和徑向之間的一個實驗孔道，徑向孔道B輻照區(qū)如圖3所示。徑向孔道B中4群中子注量率如表1所示。

表1 徑向孔道B的4群中子注量率 Table 1 Four groups of neutron fluence rate in radial channel B.

圖3 水平徑向孔道的輻照區(qū) Fig.3 Radiation zone of horizontal radial channel.

2.3 實驗原理及過程

當反應(yīng)堆在功率為2 MW穩(wěn)定運行功率時，將兩組帶有活化片的平板在徑向孔道B處輻照4小時6分46秒（14 806 s），經(jīng)過適當冷卻后開始測量各活化片的放射性強度。由于部分活化材料所采用的量很少，且經(jīng)中子輻照后所得產(chǎn)物的半衰期很短，所以測量時的計數(shù)率很低，經(jīng)過一段時間的冷卻后，有些已經(jīng)測不到放射性，最終選取了9組活化片，各核素及其反應(yīng)道的參數(shù)如表2、3所示。

表2、3中前7組核反應(yīng)道的γ測量是在型號為GEM-25185高純鍺上進行測量，此高純鍺的探測效率標定如下：

表2、3中后兩組核反應(yīng)道的γ測量是在型號為GEM-40190的高純鍺上進行測量，此高純鍺的探測效率標定如下：

由測量的γ能量和探測效率，式(1)、(2)即可得到各能量對應(yīng)的探測效率。

觀察組生活質(zhì)量評分、護理滿意度分別為(90.4±5.0)分、95.56%(43/45);對照組分別為(71.3±4.8)分、77.78%(35/45),兩組比較差異顯著(P<0.05)。

表2 核反應(yīng)參數(shù)1 Table 2 Parameters of nuclear reactions 1.

表3中的單核反應(yīng)率根據(jù)式(3)[5?6]可以計算得到：

式中：為探測器測得的凈峰面積總計數(shù)；d為待測γ射線的分支比；為對應(yīng)的探測效率；m為箔質(zhì)量；N為核數(shù)目；M為核同位素原子量；θ為核同位素的含量；λ為核衰變常數(shù)；0為輻照時間；1?0為冷卻時間；2?1為測量時間。

3 結(jié)果分析

將表3中的單核反應(yīng)率單獨提取出來，單核反應(yīng)率的差值如表4所示。

表4 單核反應(yīng)率的比較 Table 4 Activation rate for mononuclear.

本次實驗是在水平徑向孔道中進行的輻照，可以視為所有中子運動方向都垂直于炭/炭復(fù)合板，由于第二組活化片位于壓緊的兩塊板之間的中間位置，可以認為第二組活化片完全被炭/炭復(fù)合材料包圍。從表4中可以看出，第二組活化片的單核反應(yīng)率都略小于第一組，說明炭/炭復(fù)合材料對活化材料的輻照結(jié)果有一定的影響，但是影響不大。Dy164(n,γ)Dy165的單核反應(yīng)率差值最大，達15.4%，這是由于Dy165衰變所放出能量為633.4 keV的γ的分支比僅為0.562 8%，在此能量附近有能量分別為545.8 keV、715.34 keV的γ放出，這將影響被監(jiān)測γ的計數(shù)，以至于此反應(yīng)道的單核反應(yīng)率誤差較大。Co59(n,γ)Co60的單核反應(yīng)率誤差為11.6%，主要是因為Co60的半衰期太長，為5.27 a，這樣被探測γ的計數(shù)率太低，統(tǒng)計誤差將增加，導(dǎo)致單核反應(yīng)率的誤差較大。Zn64(n,p)Cu64的單核反應(yīng)率誤差大，是由于被輻照材料Zn的質(zhì)量誤差造成，第一組Zn的質(zhì)量為243.76 mg，第二組的質(zhì)量為476.09mg，由于所選用材料的量都很少，少許的質(zhì)量誤差將會引起最終單核反應(yīng)率的差別。炭/炭復(fù)合材料板對其它反應(yīng)道單核反應(yīng)率的影響都小于10%，如果減小平板的厚度，其對單核反應(yīng)率的影響將進一步減小。由于碳與中子的反應(yīng)截面很小，主要是慢化快中子，由于所采用的炭/炭復(fù)合板較薄，中子通量的變化對結(jié)果影響很小。使用薄壁的載體盒對材料輻照結(jié)果影響不大，輻照結(jié)果的誤差可以根據(jù)實驗測試進行修正。

4 結(jié)語

本文介紹了一種適用于高溫環(huán)境下裝載活化片的材料-SiC涂層的炭/炭復(fù)合材料。對炭/炭復(fù)合材料進行了成分和熱分析測試，并在中子場中進行輻照測試，通過測量單核反應(yīng)率來研究炭/炭復(fù)合材料對活化材料輻照結(jié)果的影響，結(jié)果表明，炭/炭復(fù)合材料對于活化材料的輻照結(jié)果有影響，但影響不大。在考慮炭/炭復(fù)合材料作為載體材料時，載體的壁盡量薄，這樣會減少輻照結(jié)果誤差，單核反應(yīng)率誤差的測定結(jié)果可以作為測定中子能譜、中子注量率等結(jié)果誤差修正的依據(jù)，解決了高溫環(huán)境下活化材料的裝載問題。

釷基熔鹽堆[D]. 北京: 中國科學(xué)院大學(xué), 2013
ZHOU Xuemei. Study of neutron energy spectrum for Thorium Molten Salt Reactor[D]. Beijing: University of Chinese Academy of Sciences, 2013

2 黃劍峰, 李賀軍, 熊信柏, 等. 炭/炭復(fù)合材料高溫抗氧化涂層的研究進展[J]. 新型炭材料, 2005, 20(4): 373?379

HUANG Jianfeng, LI Hejun, XIONG Xinbo,. Progress on the oxidation protective coating of carbon-carbon composites[J]. New Carbon Materials, 2005, 20(4): 373?379

3 雷寶靈. 炭/炭復(fù)合材料及其制動摩擦磨損微結(jié)構(gòu)研究[D]. 湖南: 粉末冶金研究院, 2011

LEI Baoling. Microstructure, friction and wear mechanisms of C/C composites[D]. Hunan: Powder Metallurgy Research Institute, 2011

4 岳為民, 韓同敬, 陸紹機. 西安脈沖堆水平實驗孔道[J].核動力工程, 2002, 23(6): 46?48

YUE Weimin, HAN Tongjing, LU Shaoji. Xi’an pulsed reactor horizontal experimentation channels[J]. Nuclear Power Engineering, 2002, 23(6): 46?48

5 史永謙. 核反應(yīng)堆中子學(xué)實驗技術(shù)[M]. 北京: 中國原子能出版社, 2011: 343?345
SHI Yongqian. Experimental technology of neutronics in nuclear reactor[M]. Beijing: Atomic Energy of China Publishing Press, 2011: 343?345

6 Zhou X M, Liu G M, Li D,. Using activation method to measure neutron spectrum in an irradiation chamber of a research reactor[J]. Nuclear Science and Techniques, 2014, 25(1): 010603. DOI: 10.13538/j.1001-8042/nst.25. 010603

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)研究項目(No.XDA02001003)資助

Supported by “Strategic Prority Research Program” of the Chinese Academy of Sciences (No.XDA02001003)

Effects of C/C composites on the irradiation of activation foil

ZHOU Xuemei1,2MENG Lingjie1,2LAI Wei1,2

1(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)2(Key Laboratory of Nuclear Radiation and Nuclear Energy Technology, Chinese Academy of Sciences, Shanghai 201800, China)

Background: C/C composites coated with SiC were introduced for the irradiation measurement at high temperature in Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel (TMSR-SF) due to their excellent performance as an irradiation carrier of activation foil. Purpose: This study aims at the effects of C/C composites to activation foils. Methods: Based on the characteristics and service environment of C/C composites, component test and thermos analysis were carried out by element gravimetric density (GD) and calorimeter respectively to verify whether they would have influence on the irradiation results. Neutron irradiation experiment for activation foils with/without C/C composites was performed in a horizontal radial hole of uranium zirconium hydride reactor. And the activation rates of mononuclear were calculated respectively. Results: Experimental results show that SiC coating is essential for C/C composites to enhance oxidation resistance. The activation rate of mononuclear with C/C composites was reduced slightly. When the thickness of C/C was of mm-level, the decrement of activation rate for mononuclear was less than 10%. Conclusion: C/C composites coated with SiC could be used as carrier materials for activation foils at high temperature when the carrier wall is thin. The results of irradiation could be corrected based on the measurement of C/C composites.

C/C composites, Neutron irradiation, Activation rate of mononuclear, TMSR-SF

ZHOU Xuemei, female, born in 1979, graduated from Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences with a doctor’s degree in 2013, focusing on reactor physics and parameter measurement

TL341

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.020601

周雪梅，女，1979年出生，2013年于中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所獲博士學(xué)位，研究領(lǐng)域為反應(yīng)堆物理及參數(shù)測量

2015-12-01，

2015-12-21