碳化硼**早是在1858年被發(fā)現(xiàn)的，然后英國的Joly在1883年制備核認定了B3C，法國的Moissan在1894年制備和認定了B6C?；瘜W計量分子式為B4C的化合物知道1934年方被認知。目前接受的碳化硼晶格屬于空間點陣，晶格常數(shù)a=0.519nm,c=1.212nm。其結構可以描述成立方原胞點陣在空間對角面方向延伸，在每一個角上形成相對規(guī)則的空間二十面體，平行與空間對角線，由三個硼原子與相鄰的二十面互相鏈接組成線性鏈。因此，單位晶胞含有12個二十面**置，三個位置處于線性鏈上。 目前B4C顆粒**主要的應用為顆粒增強金屬基復合材料中的增強相。湖北大規(guī)模鋁碳化硼結構設計
中子吸收材料又稱中子毒物材料，是通過其含有的大量的中子吸收截面物質(zhì)（如硼、鎘、釓等）吸收熱中子，從而抑制核裂變鏈式反應，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。
碳化硼增強鋁（B4C/Al）復合材料中子吸收材料是由B4C顆粒添加到鋁基體中形成的一種新型鋁基復合材料，因其硼含量高、密度低、熱導率高等優(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用于核燃料/乏燃料高密度貯存和運輸。 陜西鋁碳化硼產(chǎn)業(yè)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。
碳化硼陶瓷具有低密度、高硬度、高彈性模量、高熱導率、高熔點、優(yōu)異的耐磨性能等特點，同時兼有較高的抗彎強度和斷裂韌性。鋁基碳化硼中子吸收材料是核電站乏燃料貯存格架，運輸容器的主要材料，用以保證乏燃料在貯存和運輸中的臨界安全。鋁基碳化硼中子吸收材料是核電站乏燃料貯存格架，運輸容器的主要材料，用以保證乏燃料在貯存和運輸中的臨界安全?？蓾M足AP1000,CAP1000,CAP1400堆型核電站對產(chǎn)品的要求，適用華龍一號，三代及二代核電站對該產(chǎn)品的要求。
碳化硼粉體少量（≤5-10%）的添加于碳化硅陶瓷，能夠固溶到碳化硅晶格，產(chǎn)生晶格畸變，起到活化作用，**終達到幫助熱壓或者無壓燒結致密化的效果。較大量（≥15-45%）的添加于重結晶碳化硅陶瓷，還能進一步起到提高碳化硅陶瓷防彈性能、強度及耐磨性能的效果。這是碳化硼粉體作為助劑**常見的應用形式之一。碳化硼/鋁基復合材料還在核反應堆及核廢料處理領域有著重要的應用。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。鋁碳化硼被認為是相當有前景的乏燃料儲存用中子吸收材料。
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途徑，為該材料的工程化應用奠定了堅實基礎。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***達到或（如耐腐蝕性等）明顯優(yōu)于國外同類產(chǎn)品。碳化硼-鋁復合材料的研究較為***。江蘇好的鋁碳化硼生產(chǎn)廠家
鋁基碳化硼中子吸收材料是鋁合金為基體，碳化硼陶瓷為增強相的復合材料。湖北大規(guī)模鋁碳化硼結構設計
中子吸收材料主要性能要求包括：（1）有高的中子吸收截面，且這種核作用不應隨燃耗而降低；（2）有足夠的機械強度和抗腐蝕性，在運行溫度和輻照條件下具有足夠的化學穩(wěn)定性和尺寸穩(wěn)定性；（3）良好的導熱性，可將吸收中子反應所產(chǎn)生的熱量隨時導出；（4）有良好的加工性。根據(jù)使用場合不同，中子吸收材料主要分為以下幾大類：☆控制棒☆調(diào)節(jié)棒☆事故棒☆安全棒☆屏蔽棒及屏蔽組件
用于中子吸收材料的材料主要包括以下幾種：☆鉿(Hf)☆銀(Ag)-銦(In)-鎘(Cd)合金☆含硼(B)材料及某些稀土（Gd、Sm、Eu等）的氧化物。 湖北大規(guī)模鋁碳化硼結構設計
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