天津優(yōu)勢鋁碳化硼發(fā)展現(xiàn)狀

近年來，某研究所與中國核電工程有限公司合作，在B4C/Al中子吸收材料制備、模擬環(huán)境服役性能考核以及全尺寸工程件研制等方面開展了攻關(guān)研究。攻克了大尺寸坯錠制備過程中界面調(diào)控難題，突破了高含量B4C/Al薄板的高效、高成品率軋制成型瓶頸，開發(fā)出適用于復(fù)合材料焊接的焊接工具與焊接工藝，打通了從材料研制到器件成型的全鏈條技術(shù)途徑，為該材料的工程化應(yīng)用奠定了堅實基礎(chǔ)。現(xiàn)已研制出B4C含量為15~35wt%的系列中子吸收板材，并完成了加速腐蝕、高溫老化、加速輻照及硼均勻性測試（中子吸收法）等實驗考核，材料性能***達(dá)到或（如耐腐蝕性等）明顯優(yōu)于國外同類產(chǎn)品。碳化硼增強(qiáng)鋁（B4C/Al）中子吸收材料是由B4C顆粒添加到鋁基體中形成的一種新型鋁基復(fù)合材料。天津優(yōu)勢鋁碳化硼發(fā)展現(xiàn)狀

（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(yīng)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(dǎo)致吸收材料長期依賴進(jìn)口，嚴(yán)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(jìn)反應(yīng)堆的開口，保證了核反應(yīng)堆停止運行，避免核輻射進(jìn)一步加劇。 江西標(biāo)準(zhǔn)鋁碳化硼分類碳化硼-鋁復(fù)合材料特別是在核電領(lǐng)域具有廣泛應(yīng)用。

4、B4C/Al2O3燃料芯塊B4C/Al2O3芯塊屬于一種可燃毒物燃料芯塊，置于燃料組件之中，用于控制堆芯過剩反應(yīng)性，抑制功率峰，展平徑向功率分布。B4C/Al2O3芯塊為環(huán)形芯塊（圖5），是天然豐度B4C彌散在Al2O3中的復(fù)合陶瓷材料。芯塊長度從10~51mm，壁厚*約0.5mm，制造難度較高。核燃料可分為金屬型、陶瓷型和彌散型，外面敷以鋁合金、鎂合金、鋯合金以及不銹鋼等包殼材料。燃料芯塊的表面必須機(jī)械磨光，以保證與包殼材料的配合。核電站的反應(yīng)堆堆芯裝有100多個這樣的核燃料組件，總重量達(dá)幾十噸。

烏克蘭核電公司總經(jīng)理YuryNedashkovsky確認(rèn)美國Holtec公司準(zhǔn)備在烏克蘭切爾諾貝利核電站建造乏燃料**貯存設(shè)施（CSFSF）。從5月1日到10日，Nedashkovsky帶領(lǐng)烏克蘭核電站運行人員團(tuán)隊參觀訪問了Holtec公司在美國匹茲堡（賓夕法尼亞州）、奧爾維爾（俄亥俄州）以及卡姆登（新澤西州）建造的核電站。CSFSF為干燥貯存設(shè)施，乏燃料儲存在雙壁不銹鋼罐內(nèi)。有了此設(shè)施，烏克蘭就不再需要每年花費2億美元通過俄羅斯來運輸并再處理乏燃料了 。杭州陶飛侖公司已經(jīng)研制出力學(xué)性能優(yōu)異的B4C/Al復(fù)合材料。

所研制的復(fù)合材料的特點是：B4C顆粒的平均粒度在亞微米范圍內(nèi)，形貌近似球形，均勻分布在鋁基體中并且與基體形成了良好的界面結(jié)合等。17vol %B4Cp/AI6061的屈服強(qiáng)度為415MPa，抗拉強(qiáng)度為470MPa，比常規(guī)粉末冶金法復(fù)合材料的屈服強(qiáng)度和抗拉強(qiáng)度分別提高69%和70%；23vol% B4Cp/Al2024復(fù)合材料的抗拉強(qiáng)度可達(dá)560MPa以上，彈性模量高達(dá)126GPa，這些性能數(shù)值已接近或達(dá)到國外先進(jìn)水平。本項目開發(fā)的復(fù)合材料制各技術(shù)成功地解決了顆粒分布均勻性和界面結(jié)合問題，可制備出高性能、高質(zhì)量的復(fù)合材料，采用該技術(shù)可制備和開發(fā)出結(jié)構(gòu)級、儀表級和光學(xué)級復(fù)合材料零部件，在航空、航天、**領(lǐng)域具有廣闊的應(yīng)用前景。鋁原料來源***，價格便宜，與碳化硼復(fù)合后的材料具有輕質(zhì)、**、高韌的特點。安徽使用鋁碳化硼好選擇

B4C/AL復(fù)合材料因其優(yōu)異的性能越來越受關(guān)注。天津優(yōu)勢鋁碳化硼發(fā)展現(xiàn)狀

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，從而抑制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，主要用于核燃料與乏燃料貯存和運輸中，以保證貯運的次臨界安全。碳化硼增強(qiáng)鋁（B4C/Al）中子吸收材料是由B4C顆粒添加到鋁基體中形成的一種新型鋁基復(fù)合材料，因其硼含量高、密度低、熱導(dǎo)率高等優(yōu)點，近年來在國外已替代傳統(tǒng)的硼不銹鋼等中子吸收材料大量應(yīng)用于核燃料/乏燃料高密度貯存和運輸。我國由于核電商業(yè)化較晚，中子吸收材料研發(fā)明顯滯后，B4C/Al中子吸收材料長期依賴進(jìn)口，嚴(yán)重制約了我國核電自主化與走出去的發(fā)展戰(zhàn)略。天津優(yōu)勢鋁碳化硼發(fā)展現(xiàn)狀

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