一、核反應堆工作原理目前的核電站產(chǎn)生熱能的原理和**的原理是一樣的，都是靠核裂變產(chǎn)生能量，根據(jù)愛因斯坦的質(zhì)能方程：E=MC2將質(zhì)量轉(zhuǎn)變?yōu)槟芰?。其主要過程為：含鈾的核原料發(fā)生裂變產(chǎn)生的熱量經(jīng)水或者熔鹽或氦氣通過熱交換器傳給液態(tài)水，液態(tài)水加熱后轉(zhuǎn)化為具有一定壓力的水蒸汽，水蒸氣推動蒸汽輪機工作產(chǎn)生電送到千家萬戶。
一、中子吸收材料
在核反應堆堆芯組件中，中子吸收材料是*次于燃料元件的重要功能元件，其主要作用是：（1）通過棒的移動或濃度變化實現(xiàn)對反應堆的控制，對核反應隨時進行補償和調(diào)節(jié)；（2）對核反應起屏蔽防護作用。 碳化硼-鋁復合材料具有良好的中子防護性能和抗彈性能。上海質(zhì)量鋁碳化硼產(chǎn)業(yè)化
鋁碳化硼在交通運輸領(lǐng)域的應用：
B4C/Al復合材料也可作為結(jié)構(gòu)材料，因其較低的密度和較高的強度，可應用于飛機的各類構(gòu)件中，如美國DWA公司的B4C/Al產(chǎn)品已成功用于可活動燃油檢查口蓋等器件上，表現(xiàn)出良好的耐磨性和尺寸穩(wěn)定性，可減輕重量，提高運載能力?；贐4C/Al較低的熱膨脹系數(shù)，較高的疲勞極限和良好的抗沖擊能力，能應用在液壓制動器缸體、直升機旋翼和風扇出口導流葉片等各部件上。
鋁碳化硼目前應用*****的領(lǐng)域仍為核防護材料領(lǐng)域。
河北大規(guī)模鋁碳化硼哪家好B4C顆粒增強鋁基復合材料還具備良好的抗彈性與防護性等優(yōu)點。
因此，碳化硼陶瓷的燒結(jié)工藝要盡量利用反應過程中的化學驅(qū)動力、微裂紋增韌等作用來達到既能降低碳化硼的燒結(jié)溫度又能提高制品的綜合性能的效果。陶瓷致密度越高，陶瓷晶粒越細，陶瓷整體的硬度就越高。而要想提高陶瓷材料的斷裂韌性，可以從細化晶粒、提高結(jié)構(gòu)均勻性、減少缺陷尺寸等方面入手，其增韌機制有相變增韌、纖維補強增韌、顆粒彌散增韌。撞擊產(chǎn)生后，在拉伸載荷作用下，斷裂首先發(fā)生在非均質(zhì)處如孔隙和晶界上。因此，為使微觀應力集中降低到**小程度，防彈陶瓷應當是孔隙率低（達理論密度值的99%）和細晶粒結(jié)構(gòu)的高質(zhì)量陶瓷。
烏克蘭切爾諾貝利核電站準備建造乏燃料**貯存設施：在奧爾維爾核電站，Holtec公司向烏克蘭**團介紹了攪拌摩擦焊接燃料籃（高溫蛻晶物質(zhì)），一種鋁碳化硼金屬基復合材料。焊縫不會像傳統(tǒng)焊接那樣發(fā)生扭曲。Holtec公司在1月份首先公布了快速退役燃料籃設計，并介紹，燃料籃的導熱性是傳統(tǒng)不銹鋼燃料籃的10倍，縮短了在干貯存設備儲存之前乏燃料所需要的冷卻時間----從7年縮至2年半。公司稱，這一性能將使已關(guān)閉的電廠在反應堆關(guān)閉后66個月之內(nèi)恢復到電廠運行前狀態(tài)。中子吸收材料又稱中子毒物材料，通過其含有的大的中子吸收截面物質(zhì)（如硼、鎘、釓等）吸收熱中子。
碳化硼（B4C）作為一種具有在自然界中*次于金剛石、立方氮化硼的超高硬度材料，還具有超高耐磨性能、高彈性模量、低密度（2.52g/cm3）、耐化學腐蝕、優(yōu)異的吸收中子輻射、耐高溫氧化性能等特點。以碳化硼為主要基體的復合材料或者碳化硼單相陶瓷材料，已經(jīng)作為防彈陶瓷、水刀噴嘴、密封環(huán)、核反應堆中子吸收棒在****、核能及工業(yè)經(jīng)濟中得到廣泛應用。其實，作為填充材料或者第二相添加劑，碳化硼以粉體形式，在更多的領(lǐng)域也得到了***的應用。杭州陶飛侖生產(chǎn)鋁碳化硼中子防護性能優(yōu)異。河南有什么鋁碳化硼設計標準
杭州陶飛侖可生產(chǎn)大尺寸鋁碳化硼復合材料，材料致密度高。上海質(zhì)量鋁碳化硼產(chǎn)業(yè)化
（5）B4C/Al核燃料儲存和運輸材料B4C/Al中子吸收材料在海外已替代硼不銹鋼等材料大量應用于核燃料和乏燃料的高密度貯存和運輸。中國由于核電商業(yè)化開展較晚，中子吸收材料研發(fā)明顯滯后，導致吸收材料長期依賴進口，嚴重制約了中國核電自主化與走出去的發(fā)展戰(zhàn)略。我國目前研制的B4C/Al中子吸收材料（圖6）為乏燃料運輸容器***國產(chǎn)化提供了重要支持。
（6）滅堆救援材料1986年切爾諾貝利核電站事故中，蘇聯(lián)空軍飛行員先后飛行3000架次，將5000噸B4C、沙子與鉛粉的混合物投進反應堆的開口，保證了核反應堆停止運行，避免核輻射進一步加劇。 上海質(zhì)量鋁碳化硼產(chǎn)業(yè)化
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