补充资料：核反应堆慢化材料

核反应堆慢化材料
nuclear reactor moderator material

　　慢化材料的物理性能音{导幸 种类常用的核反应堆慢化材料分为液态和固体两种。前者有轻水和重水，后者有石墨、被和氧化被。 石墨热中子堆中采用最广的固体慢化材料。这主要是石墨具有以下优异性能:热中子吸收截面小，熔点高，热导性好，高温强度好，可以合理价格大规模生产得到。而天然石墨含有大量杂质，不宜作为慢化材料。一般选用人造高纯石墨，对强烈吸收热中子的硼、锡等杂质要求严格。当温度超过350℃时，石墨的抗氧化能力不佳，因此在高温动力堆中的应用受到限制。 彼和氧化被一种核性能十分优良的慢化材料。它的慢化率虽然不如石墨，但被的中子慢化能力(即中子散射截面)比石墨还好。另外，被的高温强度高，密度小，热导率和熔点高，有较强抗腐蚀能力，在反应堆中可同时用作慢化材料、反射材料、包壳材料。它在高温反应堆或要求重量轻体积小的堆中是一种优良核材料。被金属的缺点是性脆有毒、加工困难、生产成本高、在300‘C以上易与氧和氮等反应，因此其用途受到限制。 氧化被与金属被相似，具有优良的热中子慢化性能，它的高温化学稳定性优于金属被，在高温液态金属和气体02、CO:中性能稳定，因此在高温液态金属堆和高温气冷堆内可用作慢化材料。 轻水和重水应用最广的液态慢化材料。从慢化能力看，轻水是一种极为优良的慢化材料，但其热中子吸收截面相对较大。重水的慢化能力虽然不如轻水，但它的热中子吸收截面最小。因此，用天然铀或低浓缩铀作核燃料的反应堆中，重水是一种良好的慢化材料。在不少反应堆中，轻水和重水不但当作慢化材料，同时利用它们作为冷却和屏蔽材料，如在游泳池型反应堆。用轻水和重水作慢化材料时，必须对其中杂质严加控制。另外，重水价格昂贵，其应用大受限制，且必须在封闭系统中使用。hefany一ngdu一manhuo eo一{旧。核反应堆慢化材料(nuelear:eaeto:modera-tor material)使核裂变反应产生的快中子减速而引人活性区的核反应堆材料。又称核反应堆慢化剂。核反应堆根据所利用的中子能量分成3种类型:快「}，子堆、中中子堆、慢(热)中子堆。快中子堆利用的中子能量与裂变反应释放的中子能量相同(平均为ZMeV)，故无需在堆活性区设置慢化材料;而对其他两种堆型，为了提高中子与核燃料发生核裂变反应的几率，要求将快中子慢化成超热或热中子。例如对热中子堆要求中子能量小于leV，因此，必须向堆活性区引入减低快中子能量的慢化材料。 要求对慢化材料的主要要求是:优良的中子慢化能力;良好的导热性能和抗辐照稳定性;密度高;与活性区其他材料相容性好。

说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。