新型鋁碳化硼供應(yīng)

一、核反應(yīng)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(jī)工作產(chǎn)生電送到千家萬戶。

一、中子吸收材料

在核反應(yīng)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(yīng)堆的控制，對核反應(yīng)隨時進(jìn)行補償和調(diào)節(jié)；（2）對核反應(yīng)起屏蔽防護(hù)作用。 B4C存在性脆、塑性差、難燒結(jié)致密的缺點，因此將脆性的B4C顆粒加入到韌性優(yōu)異的鋁合金內(nèi)，可有效增強(qiáng)韌性。新型鋁碳化硼供應(yīng)

烏克蘭切爾諾貝利核電站準(zhǔn)備建造乏燃料**貯存設(shè)施：在奧爾維爾核電站，Holtec公司向烏克蘭**團(tuán)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(fù)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(shè)計，并介紹，燃料籃的導(dǎo)熱性是傳統(tǒng)不銹鋼燃料籃的10倍，縮短了在干貯存設(shè)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(yīng)堆關(guān)閉后66個月之內(nèi)恢復(fù)到電廠運行前狀態(tài)。湖南質(zhì)量鋁碳化硼推薦廠家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。

硼10對中子的吸收截面大，是中子吸收的重要核素，所以作為中子吸收材料此種功能材料，對于碳化硼的要求主要就集中在成分核硼10同位素含量；此外，碳化硼粉末的力度核力度分布對于成品的中子吸收能力，對于制備工藝的影響也是很大的，所以是必須檢驗的項目。碳化硼目前沒有合適國內(nèi)標(biāo)準(zhǔn)對其成分有要求，檢驗方法也沒有合適的標(biāo)準(zhǔn)，一般按照ASTM C750要求檢查相應(yīng)成分、并檢查硼10同位素的含量，檢測方法按照ASTM C719執(zhí)行，并檢測力度與分布。

當(dāng)被***射中后，防彈陶瓷經(jīng)歷了三個過程：（1）初始撞擊階段：彈丸撞擊陶瓷表面，使彈頭變鈍，在陶瓷表面粉碎形成細(xì)小且堅硬的碎塊區(qū)的過程中吸收能量；（2）侵蝕階段：變鈍的彈丸繼續(xù)侵蝕碎塊區(qū)，形成連續(xù)的陶瓷碎片層；（3）變形、裂縫和斷裂階段：***陶瓷中產(chǎn)生張應(yīng)力使陶瓷碎裂，隨后背板變形，剩余的能量全部由背板材料的變形所吸收。彈丸撞擊陶瓷的過程中，彈丸和陶瓷均受到破壞。通俗來講，防彈陶瓷要足夠“硬”，能在撞擊過程中破壞彈體，防彈陶瓷還需要足夠“韌”，能在撞擊過程中釋放應(yīng)力吸收能量，由于陶瓷是脆的，所以這個“韌”指的不是產(chǎn)生塑性變形的韌性，而是斷裂韌性。鋁碳化硼具備了鋁合金和碳化硼各自的特性。

三、碳化硼（B4C）中子吸收材料B4C作為一種重要的快堆中子吸收材料，主要具有以下優(yōu)點：√B4C中10B的中子吸收截面高，*次于Gd、Sm、Eu等稀土元素√吸收能譜寬√價格低、原料來源豐富√吸收中子后沒有強(qiáng)的γ射線二次輻射，從而廢料易于處理。所以，綜合考慮各種因素和成本，B4C材料成為快中子增殖堆中優(yōu)先的吸收材料。

四、B4C材料在核反應(yīng)堆中的具體應(yīng)用1、控制棒B4C控制棒（圖2），B4C熔點2450℃，密度2490kg/m3，不受酸和堿的侵蝕。在沸水堆中，常用B4C粉末包以不銹鋼制成十字型控制棒，而在快中子堆中，則常用B4C燒結(jié)塊包以不銹鋼做成棒組件。由于硼受輻照后產(chǎn)生氦，所以這種控制件要考慮棒的腫脹問題。 B4C/Al復(fù)合材料在航空航天、交通運輸、核電及***領(lǐng)域有著廣闊的應(yīng)用前景。河北質(zhì)量鋁碳化硼生產(chǎn)過程

鋁碳化硼被認(rèn)為是相當(dāng)有前景的乏燃料儲存用中子吸收材料。新型鋁碳化硼供應(yīng)

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?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）復(fù)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(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。 新型鋁碳化硼供應(yīng)

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