核级石墨IG-110在高温气冷堆事故工况下的水蒸气氧化行为研究学术报告
一、研究团队与发表信息
本研究由美国弗吉尼亚理工学院暨州立大学(Virginia Polytechnic Institute and State University)材料科学与工程系的Yi Je Cho和Kathy Lu*(通讯作者)合作完成,发表于期刊《Carbon》第164卷(2020年),文章标题为《Water vapor oxidation behaviors of nuclear graphite IG-110 for a postulated accident scenario in high temperature gas-cooled reactors》。研究聚焦于核级石墨在高温水蒸气环境中的氧化行为,为高温气冷堆(HTGRs)事故安全分析提供关键数据。
二、学术背景与研究目标
石墨是高温气冷堆的核心材料,承担结构支撑、慢化剂、储热等功能。然而,石墨在高温(>450°C)下的氧化稳定性不足可能导致组件完整性丧失,尤其在事故工况(如蒸汽发生器管道破裂)下,大量水蒸气侵入堆芯会引发严重石墨腐蚀。现有研究多集中于低浓度水蒸气(%)或氧气环境,而实际事故中水蒸气浓度可能高达20 vol%。因此,本研究旨在:
1. 模拟事故工况(900–1400°C,20 vol%水蒸气),量化IG-110石墨的质量损失与氧化速率;
2. 揭示氧化机制与微观结构演变规律;
3. 建立氧化深度与氧化剂浓度分布的预测模型。
三、研究流程与方法
1. 样品制备与氧化实验
- 研究对象:商用核级石墨IG-110(日本Toyo Tanso公司生产),各向同性石油焦基石墨,切割为5×5×5 mm³立方体,经抛光、超声清洗并干燥。
- 氧化条件:水平管式炉中,Ar-20 vol% H₂O混合气氛,总压1 atm,流量1.88 L/min。温度梯度设置为900–1400°C,时间0.5–12 h(高温下缩短至1–3 h以避免过度烧蚀)。
表征与分析
数据建模
四、主要研究结果
1. 氧化动力学
- 质量损失随温度呈指数增长:900°C时仅1.36 g/m²/h,1400°C时达1312.8 g/m²/h。
- 激活能从318.6 kJ/mol(低温区)降至148.9 kJ/mol(高温区),表明氧化机制从孔隙扩散主导(in-pore diffusion regime)转变为扩散速率控制(diffusion-controlled regime),转折点为1100°C。
微观结构演变
模型验证
五、结论与价值
1. 科学价值:
- 首次系统量化IG-110石墨在高浓度水蒸气下的氧化行为,填补了事故工况数据的空白。
- 提出分段激活能模型,为HTGRs安全分析提供动力学依据。
六、研究亮点
1. 创新性方法:结合实验与理论模型,首次将Wichner模型应用于核石墨水蒸气氧化分析。
2. 关键发现:揭示粘结相优先氧化机制及填料颗粒的定向蚀刻现象,为材料改性提供靶点。
3. 工程意义:20 vol%水蒸气条件虽高于实际事故均值,但可作为加速试验基准,适用于长期低浓度氧化预测。
七、其他价值
- 补充数据(如SEM图像、孔隙率分布曲线)可通过期刊附录获取,为后续研究提供比对基准。
- 作者声明无利益冲突,研究受美国能源部核能办公室资助(DE-NE0008808)。
(注:专业术语如“in-pore diffusion regime”首次出现时标注英文,后文统一使用中文译名。)