颗粒状核燃料用热解石墨包壳

颗粒状核燃料用热解石墨包壳

高温气冷堆（HTGR），采用直径为100~800m的核燃料小球，为了避免核燃料的裂变产物与冷却剂发生反应和防止冷却剂被裂变物所污染，必须将核燃料小球的表面包上厚度约为30~100μm的密度不同的热解石墨（两层或三层）。早期的反应堆，为了防止放射性的核裂变产物污染冷却剂，把核燃料物装入金属管中，可是在高温气冷堆中，核燃料的温度最高近1400℃，金属容器不能使用所以高温气冷堆出现的初期采用高密度不透性石墨或玻璃炭作为气密性核燃料容器。156年以来，世界上一些国家采用如图3-73所示的方案制造核燃料容器，获得较好的效果当然因高温气冷堆不同，核燃料的直径和包壳层的厚度也不相同。

包壳最里面一层（与核燃料接触的一层）作为冲层，为假密度在1.3g/cm3以下的各向同性多孔质热解石墨。以此层来吸收裂变物，避免高密度包壳层的破坏，缓冲核燃料的膨胀和高密度外包层由辐射而引起的收缩。高密度包壳层的作用是阻止核燃料产生的裂变产物跑出来，这一层的假密度为1.7~2.0/cm。SiC层的作用是阻止核裂变产物中的铯、钡、锶等特定的放射性物质扩散出来。还的国家在高密度热解石墨的外层包上一层以树脂为黏结剂的石墨粉。