刘心语 张利民 宁广胜 钟巍华 王绳鸿 何安平

1（兰州大学 信息科学与工程学院 兰州 730000）

2（兰州大学 核科学与技术学院 兰州 730000）

3（中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究所 北京 102413）

中子辐照温度是材料入堆考验的关键试验参数，准确监测材料的辐照温度对于评价材料的抗辐照性能至关重要。高纯碳化硅（SiC）晶体可以用作传感器，离线测量反应堆的中子辐照温度。相比共晶合金等离线测温技术，SiC 监测器不仅尺寸小、γ加热率低、感生放射性小，而且还具有测温精度高和范围宽的优点。已有试验结果表明，SiC 的测温范围为200～1 000 ℃［1-2］，远高于普通共晶合金的监测温度（266～327 ℃）［3］，基本覆盖了各类先进核反应堆的实际工况［4-7］，因此，SiC监控器在当前及未来核能系统中具有重要的应用价值。

SiC测温技术最早于20世纪60年代被提出［8-9］。Pravdyuk等［8］发现，反应堆中子辐照导致SiC的体积肿胀，当辐照后的热退火温度超过辐照温度时材料肿胀被恢复，由此提出SiC 可以用于监测反应堆的中子辐照温度。随后，人们相继建立了基于SiC 质量密度、热导和电阻特性的测温方法。迄今，SiC监控器已经被应用于美国的高通量同位素反应堆（High Flux Isotope Reactor，HFIR）和先进实验堆（Advanced Test Reactor，ATR）［10-13］、日本的研究性反应堆（Japan Research Reactor No.2，JRR-2）和材料实验堆（Japan Materials Testing Reactor，JMTR）［14］、英国实验堆［15］、比利时实验堆（Belgian Reactor 2，BR-2）［16-17］和中国原子能科学研究院（China Institute of Atomic Energy，CIAE）的49-2游泳池式反应堆［18-19］。近年来，随着核能工程与核材料研发的迫切需要，基于SiC 新的测温技术正在被快速发展［20-22］。本文首先综述了SiC 监控器的主要测温方法及其发展现状，然后介绍了CIAE 研发的SiC 测温系统，分析了该系统在前期工作中出现的测温结果与热偶测量值存在差异的主要原因，并提出了未来进一步提高SiC测温效率的实验方法。……