1939年初德国科学家Otto Hahn和 Lise Meitner发现铀-235吸收一个中子后发生裂变。裂变反应表明

（1）核裂变释放出巨大的能量一个U-235原子发生核裂变释放出200 MeV能量，它相当于一个碳原子完全燃烧释放出能量4 eV的五千万倍。

（2） U-235 每次裂变平均释放出2.5箇中子这些新产生的中子可以引起下一代核裂变，下一代核裂变数处决于能参与核裂变的中子数。

如果用于引起下一代裂变的中子数少于1则裂变反应逐步消亡；如果等于1则裂变反应将以同等速度持续下去形成自持核链式反应；如果大于1则裂变反应将越来越快甚至引起爆炸。 核裂变反应既可以用于和平的目的，也可以用于军事目的。要实现核能的套用，必须证实核链式反应及其控制的现实性理论。研究表明热中子引发核裂变的几率，比快中子的几率要大得多，只有热中子才能使天然铀核装置实现核链式反应。为了使裂变产生的高能中子慢化下来，需要用慢化剂。对慢化剂材料的主要要求是原子质量数低吸收截面小散射截面大单位体积内的核密度高。

慢化剂，又称中子减速剂。在一般情况下，可裂变核发射出的中子的飞行速度比其被其它可裂变核的捕获的中子速度要快，为了产生链式反应，就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使用中子减速剂，对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。

石墨的吸收截面低于重水，且价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。中子慢化的机制是中子与慢化材料原子的弹性散射（碰撞），把其携带的能量传递给慢化材料的原子。对慢化材料的基本要求是中子散射截面大，吸收截面小，质量数低，单位体积内的原子密度高。石墨是除重水外最好的慢化材料。

提高中子利用率的另一措施是用反射材料把泄漏出核裂变反应区——堆芯的中子反射回去，中子反射的机制也是中子与反射材料原子的弹性散射。对反射材料的要求与对慢化材料的要求相同，石墨也是良好的反射材料。

石墨慢化核动力堆是从生产堆的基础上发展起来的，它的发展走过了三个阶段

Magnox型气冷堆、先进气冷堆AGR和高温气冷堆。

HTGR或THRMagnox型气冷堆的冷却剂出口温度约4000C。AGR的冷却剂出口温度约为5750C，HTR的冷却剂出口温度可达10000C。由于反应堆的运行温度高贮能在反应堆运行过程中，退火释放不再是反应堆运行的限制因素，在高温下石墨的尺寸变化，特别是其变化的各向异性性对反应堆结构的稳定性和运行特性具有重要影响。50年代人们开始研製各向同性石墨，60年代投入生产，70年代用于建造THTR-300堆这种石墨的原料是天然各向同性焦，它的价格高供应量有限不可能工业生产。从70年代起人们着手寻找廉价的易于获得的原料，并获得成功以HTR为例对这一阶段研发工作的要点和取得成果简要介绍

如下 HTR反射层石墨的主要要求可以归纳成五高3低即（1）高纯度硼当量2ppm（2）高密度（3）高强度（4）高辐照稳定性（5）高导热性（6）低热膨胀係数（7）低弹性模量（8）低製造成本。

如前所述核石墨的发展与核技术和工程的发展息息相关，由于能源供求关係的变化和前苏联车诺比核电站事故的影响，核电的发展转入低谷。国际上HTR的发展计画被搁置核石墨的研究和发展计画也因缺乏推动力而停滞，随着化石燃料的耗竭，核能的利用是不可避免的核能工业套用的两大前提，是经济和安全目前核科技和工业界。正在研究新一代即第四代核反应堆堆型的选择準则经济性和安全性是其核心内容。提高核电站的经济性的一个重要措施是把反应堆的寿命增加到50~60年，提高核安全性则要求反应堆具有固有安全性即在任何事故下不需要厂外应急即撤离措施高温气冷堆。具有这两个特性是第四代反应堆有希望的候选堆型，目前中国和日本的HTR实验堆正在运行进行各种实验验证工作；南非已把其核动力计画从水堆转向HTR；如果这些项目顺利，高温气冷堆将会迎来一个新的发展高潮，核石墨的套用也会有一个大发展。目前核石墨的性能以可以满足HTR运行30年的要求，要把反应堆运行寿命提高到50~60年还有很多研究和发展工作要做包括

（1）辐照考验

辐照考验主要解决两个问题即提高石墨辐照后性能的统计可靠性与製造工艺研究配合研製筛选出辐照寿命更好的石墨

（2）製造工艺的研究和发展

配合辐照试验最佳化从原料选择到製造加工整个过程提高石墨製品性能降低製造成本

（3）建立资料库

进行软课题研究制订HTR石墨构件设计準则

核石墨与常规工程用石墨的主要区别有两点，核纯和耐辐照损伤。

（1）核纯

核石墨不可避免地存在杂质，杂质吸收中子，造成中子损失。为了使杂质造成的损失控制在允许水平，用于反应堆的石墨应该是核纯的。不同核素的中子吸收截面的差别可达107倍，对中子吸收截面大的核素如B、Cd、Sm、Eu、Gd、Dy等的含量要求极其严格，而对中子吸收截面小的元素如Si、O2则允许有较高的含量。由于B是最常见的元素，核石墨的纯度常用硼当量来表示，即用全部杂质吸收中子数折合成具有相同吸收数的硼的浓度来表示。核石墨的硼当量要求在10-6左右。40年代初，只有石墨能以适当价格、接近这一纯度供应，这是为什幺第一座反应堆及随后建造的生产堆都以石墨为慢化材料，迎来核时代的原因。製造核纯石墨的主要技术措施是在石墨化时通氯气，使高吸收截面的杂质形成氯化物挥发掉。

（2）辐照损伤

中子辐照引起材料结构和性能的变化称之为辐照损伤。高温气冷堆的工作温度在1 000 ℃ 以上，石墨是唯一可使用的慢化，反射和结构材料。石墨的辐照损伤对反应堆，特别是球床 高温气冷堆的技术经济性能具有决定性的作用。如前所述，中子慢化和反射的机制都是弹性 散射。石墨晶格中碳原子的离位能为25 eV，弹性散射时传递的能量大于25 eV时，碳原子将被击出晶格节点，形成空位——间隙原子对。被击出的原子能量足够大时，也击出其 它碳原子，形成级联碰撞，产生空位--间隙原子对。一个裂变中子慢化成热中子的过程中 ，平均使用20?000个原子离位。商用高温气冷堆反射层石墨在其寿期内，碳原子平均离位 达几十次至几百次。离位原子通过不同机制在石墨中形成大量缺陷，使石墨的性能发生变化 。辐照损伤的大小与石墨的原材料、製造工艺、快中子注量和注量率、辐照温度等因素有关 。低温辐照时，辐照损伤主要表现为贮能（Wigner、潜能）的积累，例如室温辐照贮能可达2720J/g，如果瞬发释放，可使温度陡升1 350 ℃造成事故。贮能可以通过退火 可控释放。英国的Windscale生产堆因退火失控，造成燃料元件烧毁，反应堆报废。高温辐照时，石墨的辐照损伤表现为尺寸各向异性变化和其它物理机械性能的改变。随着中子注量 的增加，石墨先是收缩，达到最小值后，收缩减小，恢复到原始尺寸，随后迅速膨胀。通常 把尺寸恢复到原始值相对应的快中子注量，作为反应堆石墨结构的寿命。石墨的弹性模 量、强度和线胀係数随中子注量的增加而增加，到达一最大值，随后迅速下降。弹性模量的 最大值比未辐照石墨高1倍以上，线胀係数高10 %～30 %。石墨的导热係数随快中子 注量增加迅速下降，趋向一个饱和值，饱和值的大小与辐照温度有关，约为原始值的20 %～50 %。由于辐照引起石墨性能的变化很大，核反应堆石墨构件的设计必须建立在石墨热态（辐照状态）性能的基础上，冷态（未辐照状态）性能不能作为设计依据。石墨的热态 性能通过辐照试验求得，辐照试验条件应儘可能与反应堆实际工况相同。为保证反应堆安全 ，高效运行，石墨的辐照损伤应儘可能小。作为反应堆构件来说，尺寸各向异性变化最为有害， 所以各向同性度是核石墨的关键指标。製造各向同性石墨的关键是採用各向同性度好的焦炭 颗粒各向同性焦或由各向异性焦製成的巨观各向同性的二次焦，目前一般採用二次焦技术 。成型技术与产品的尺寸、形状有关，振动成型技术特别适于製造球床堆反射层用石墨。

经过半个多世纪的努力，核石墨的发展水平已能满足生产堆、气冷堆和原型高温气冷堆的需 要。研究发展各向同性度好、耐辐射损伤、价格低廉的核石墨，仍然是核石墨研究和发展的 主要目标。

分类用于核反应堆炭素材料，按材料分有石墨类、炭质类、热解石墨和各向同性石墨、含硼石墨等。按用途分有减速材料(慢化剂)、反射材料、包壳、熔炼铀盐坩埚等。

减速材料在核反应堆内U等核分裂物质在分裂时，放出的中子速度秒速约3万km(能量平均约为2MeV)，很难命中原子核，所以为提高核分裂的几率，继续维持连锁反应，则必须减缓中子速度，使之变为秒速2000m的低速中子即所谓热中子(能量约为0.025ev)。减速材料的用途就是把这种高速中子减缓成慢中子。

核石墨生产目前核石墨生产基本上是在普通人造石墨生产工艺基础上开展起来的。针对核石墨需要高纯度、高密度、各向异性小的特点，对现行的石墨生产工艺、原料和设备加以改进，使之达到生产核石墨的要求。

有4个主要问题，即高纯度、高密度、各向异性和机械加工。

(1)高纯度。核石墨减速剂的纯度是最被重视的特性之一。选用纯度高、杂质含量少的石油焦和煤沥青作原料。原料杂质中硼含量要低，因1×10的硼含量相当于增加lmb的截面，高温石墨化大多数金属杂质在2800～3000℃挥发，而硼高于3000℃亦难除去，因硼与碳形成B4C3。对原料中硼含量要求极其严格，除原料外在生产中先后经10多道工序减少外来的杂质和合理工艺制度也是十分重要的。

(2)高密度。核石墨应有较高的密度，一般控制在1.79/cm左右，基本上能满足石墨堆运行要求，石墨的体积密度表示慢化剂的有效慢化率，密度降低则单位体积内的原子数减少，慢化率也就降低。

(3)各向异性小。石墨用于核反应堆时，由于温度上升产生热膨胀和辐照引起的维格纳(Wigner)生长。这种现象在垂直于挤压方向表现甚大，而平行于挤压方向表现较小，则石墨块不能按原始形状同样比例膨胀。因而石墨这种各向异性膨胀在由许多石墨块堆积而成的慢化层的结构是不能忽视的。石墨各向异性主要是由于石墨晶体结构具有极度的各向异性性质所致。另一方面在挤压成型时焦炭颗粒的排列对製品的各向异性也具有决定性的影响，要在成型过程中採取措施减少各向异性度。

(4)机械加工。石墨减速层和反射层是由经过精加工的块状堆砌而成的。石墨砌体中有供燃料棒、控制棒、仪器和试验用的各种孔道，这些孔道均有準确的尺寸，所有的石墨块砌体能防止中子流和冷却气体的泄漏。为此核石墨加工比任何石墨製品加工要求有更高的精密度。实际上要求精度在几丝之内。为保证产品加工精度设有专用高精度加工工具机。

（1）气冷反应堆

镁诺克斯型反应堆（Magnox）

改进型气冷反应堆（AGR）

（2）高温气冷反应堆（已竣工）

天龙座反应堆（Dragon reactor）

煤球炉式反应堆（AVR Reactor）

桃底核电站（Peach Bottom Nuclear Generating Station, Unit 1）

钍高温反应堆-300（THTR-300）

圣符侖堡核电站（Fort St. Vrain Generating Station）

球床反应堆（PBMR）

稜镜燃料反应堆（Prismatic fuel reactor）

超高温实验堆（UHTREX）

（3）水冷反应堆

大功率管式反应堆（RBMK）