进一步发展中的核石墨序言G．Haag等1987年，第一个使用球形燃料元件和氦气冷却的高温反应堆(HTR)在西德已经成功地运转了20年，第二个HTR型核电站(THTR)1985年开始试运行。因此材料研究集中于新的高温堆HTR一500所提出的问题上，这个堆不久可能会建造。虽然在西德已有所谓模式高温堆的设计概念。但是HTRms00的需要促进了高性能核石墨的发展。由于反应堆内反射层上部中子注量极高，就需要较好的石墨：即在温度约400℃时，能耐最大注量达4×IOZS／cm2(EDN)。(EDN----Equiva l entDido— nickel)。石墨发展的进程ASR一1RS是SIGRI公司生产的最受欢迎的西德核石墨。1981年碳素会议上，提出了生产这种石墨所使用的二次焦和振动成型技术。1975年生产的第一批ASR一1RS石墨．在最近九年中为许多快中子辐照实验提供了样品，其中一些仍在Pet ten(荷兰)的高通量反应堆中辐照，累积快中予注最已高于3×IoZZ／cm2(EDN)。以后生产的几批石墨逐步改善了某些有关性质，这从表1可以看到，表1把['-(SQ75)生产的标准质量的ASR一1RS石爨裹1西德核石量性能热导W／km(D52(I)Il第一期新型碳材料’39’=======================================?=：=====一：一==：二==；—======—=一l—一===========：====：：===和1979年(SQ79)生产的进行了比较。这些差别中最重要的是ASR一1RS(SQ79)具有较高的密度，拉伸强度和较低的热膨胀系数，而各向异性度保持不变。显而易见，拉伸强度的提高和密度的提高是有关的。反应堆的设计师们对拉伸强度的提高给予高度评价。SQ79石墨明显地表现出热膨胀系数较小，这就产生了表1所不能答复的另一个重要问题：这将对辐照行为产生怎样的影响?如果线膨胀系数较小是由于孔隙结构较好而形成的，(例如，有许多小孔而不是几个大孔)那么可以期望在辐照时尺寸稳定性会得到改善。SQ79试样从1981年开始辐照试验，目前为止仅中断一次，以便测定收缩率并和SQ75样品的辐照结果进行比较。例如，在400℃辐照，改进了的ASR一1RS(SQ79)比SQ75收缩得快一点点(图1)。但是由于杨氏模量的增加较小(图2)应力产生应当得到延缓。鉴于机械强度是核石墨发展的重要方面，SIGRI已经用煤沥青再次浸渍的方法把ASR—lRS石墨转变为一种新牌号的ASR一2RS石墨．这种石墨密度确实相当高(见表I)，但同时得到提高的是压缩强度而不是拉伸强度．这并不意外，但不允许反应堆的设计师们提高石墨堆芯部件的设计寿命，圈l在‘oo℃，中子辐照下ASM—lRS核石墨静线性变化·sQ79和sQT5晦较这寿命取决于拉伸强度而不是压缩强度．ASR--2RS石墨在注量达5×1021／cm2时其辐照行为和ASR一1Rs非常相象(图3和4)。由于辐照试验(下转第37页)图3：在500℃，中子辐照下A∽R一2RS核石墨的线性变化和AsR—IRS(SQ7。)相比较1114t：Esoo'C．中子辐照下ASR一2I峪石置的扬氏模量变化和AsIklRS(sQ75)相比皎浙型 r：："”第一嬲(总絷I“j1)一一一一一一一一一一一--一．一=一一‘一一·一二：一·一。l～…一一”一=第十八届双年度国际碳会议论文选译前

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