新/乏燃料贮存格架用中子吸收材料B4C-Al复合物

2015-07-24

核电站运营期间，每间隔一定周期要对燃耗后的核燃料即乏燃料进行更换，并将其贮存到附近的乏燃料贮存水池内，待乏燃料的放射性衰减到可接受操作水平后才会转运到后续处理厂进行处理。乏燃料具有相当高的放射性，在贮存过程中，将不断释放γ射线和中子，而中子是影响反应性的重要因素。乏燃料的湿法贮存是一种安全的贮存方法，特别是采用含有中子吸收材料的贮存格架，既可提高乏燃料水池的贮存密度，又能有效控制和保障贮存过程中的核安全，还可有效降低核电运营商的运行成本。在过去的四十多年里，国际上开发了许多种中子吸收材料用于乏燃料贮存及转运，可随着核电产业的迅猛发展，原有的含硼聚乙烯、含硼不锈钢等材料已无法满足核电运营商提出的60年使用寿命以及大幅度提高贮存密度的要求。

中国工程物理研究院核物理与化学研究所自2009年起开展了“中子屏蔽用铝基碳化硼复合材料制备工艺”探索和研究，开发研制的B₄C-Al复合材料具有更高的中子吸收能力、更强的力学性能、更长的使用寿命，能够满足核电发展的新要求，保障乏燃料贮存水池的运行安全。可用作核电站的乏燃料贮存/转运过程所需的结构和功能材料、核反应堆热中子屏蔽体材料、军用领域的特殊区域热中子屏蔽结构或功能材料。通过后期对材料的升级和优化，还可用作新/乏燃料干式贮存、转运、屏蔽用材料,并可满足军用领域射线屏蔽、安全防护等使用需求。该项目成果的主要完成人有张玲、石建敏、沈春雷、周晓松、张伟光、钱达志、龙兴贵、彭述明等。

一、制备工艺简介

着眼于乏燃料贮存应用的新型碳化硼-铝复合材料，不但要作为中子吸收材料，还要作为结构材料来使用。这就要求碳化硼在铝基体中分布均匀并且与铝的基体具有良好的界面结合，碳化硼含量的增加与力学性能增强二者之间要达到一个平衡。

项目组确定的中子屏蔽用铝基碳化硼复合材料制备技术原理是基于高能球磨粉末冶金法的B₄C-Al复合材料制备工艺，包括高能球磨-压制成型-烧结-挤压-热轧等步骤，如下图所示。高能球磨法是集B₄C颗粒碎化、均匀分布并与基体实现良好界面结合等优点的制备高性能颗粒增强铝基复合材料的有效方法。该方法可有效解决复合材料中的颗粒分布均匀性和界面结合两大关键技术难题，可制备出高性能、高质量的复合材料。

采用高能球磨法将粉末均匀混合后采用加压成型、烧结以及挤压、热轧后处理方式制备碳化硼-铝复合材料属于典型的粉末冶金工艺。成型的目的是制得一定形状和尺寸的压坯，并使其具有一定的密度和强度；烧结是粉末冶金的关键工序，成型后的压坯通过烧结可得到所要求的物理机械性能；烧结后的处理如挤压、热轧等工艺可获得较均匀的细晶粒组织，在颗粒间形成较强的结合力，并可显著提高强度和韧性，常用于制备具有特殊性能要求的复合材料。

二、性能特点

近年来国际上各生产商开发研制的中子吸收材料主要采用碳化硼作为中子吸收材料，此外有少数几种分别采用氧化钆、硼化物、氮化硼、铝/钛硼化合物作为中子吸收材料；用作基体的材料大多为1100系列及6XXX系列的铝合金，此外还有不锈钢、酚醛树脂等作为基体材料。

含硼聚乙烯等材料采用有机高分子材料作为基体，使用过程中的辐照会导致基体材料发脆、粉化，导致其使用寿命不能达到核电运营商提出的60年使用要求；氧化钆也是一种非常好的中子吸收材料，其热中子吸收性能最高可达¹⁰B的几十倍，但由于其属于稀有金属，总量非常少，因此满足不了当前大批量、高密度的贮存需求。

碳化硼是一种具有特殊物理化学性质的非金属材料，具有耐腐蚀性好、热稳定性好、高熔点、高弹性模量、低膨胀系数和良好的氧气吸收能力等优点，特别是中子吸收能力很强，中子吸收截面高，捕获中子后不会产生放射性同位素，因此在核反应堆用材料中具有广阔的开发应用前景。但是，碳化硼的强度和韧性略显偏低，尤其是断裂韧性低，影响了该材料的可靠性和应用性。有文献表明，利用晶粒细化、相变韧化、相复合等多种手段可以使碳化硼材料强韧化。目前各国研究人员的研究工作主要集中在钛、铜、镁、铁、铝等金属和碳化硼的复合材料上。其中铝及铝合金材质轻、韧性好、成本低廉，密度与碳化硼相近，因此B₄C-Al复合材料的研究倍受关注，也是解决我国乏燃料贮存用材料的必然之路。

项目组在国内率先开展了B₄C-Al复合材料制备工艺探索及优化研究，获得了B₄C分布均匀性、力学性能指标和热物理性能均十分优异的复合材料。将自主研发的B₄C含量为15%和31%的复合材料与美国同类产品进行力学性能对比，结果如表1所示。

表1　自研样品与美国同类样品力学性能对比

从表1中可以看出，项目组研发的铝基碳化硼复合材料，其屈服强度、抗拉强度及伸长率都优于美国同类样品性能，表明项目组所掌握的材料制备工艺达到国际先进水平，处于国内领先地位。

项目组在国内率先开展了B₄C-Al复合材料加速腐蚀实验研究，获得了B₄C-Al复合材料加速腐蚀实验研究数据；采用阳极氧化处理后的样品可安全应用于PWR堆的乏燃料贮存格架。初步建立了复合材料的加速腐蚀性能考核及评价机制，为材料的使用安全性能评价提供了依据。

项目组还在国内率先完成了B₄C-Al复合材料加速辐照性能实验研究，获得了B₄C-Al复合材料加速辐照性能实验研究数据；完成了中子吸收材料的耐辐照性能考核及评价。中子吸收材料累积快中子注量为2.16×10²⁰n/cm²，累积γ剂量为3.99×10¹¹rads，超过材料在乏池中使用60年所累积经受剂量。获得了辐照前后样品质量、密度、硬度、屈服强度、抗拉强度、延伸率等性能变化规律，结果表明，随着辐照累积快中子注量及累积γ剂量的增加，出现辐照硬化的现象，硬度、抗拉强度和屈服强度呈现一定程度的增加，延伸率则呈下降趋势；辐照后材料的质量、密度未发生明显变化；材料宏观性能并未出现显著变化，宏观上未观察到辐照肿胀、辐照蠕变和辐照脆裂等现象，表明材料具有优异的耐辐照性能，可以满足60年寿期使用需求，能安全应用于PWR堆的乏燃料贮存格架。

　　 项目组同时开展的系列中试放大试验证实，该新工艺具有良好的稳定性及放大性，为该材料的产业化奠定了良好的基础。

作为打破国外发达国家反应堆乏燃料贮存技术垄断的一项领先成果，目前中国工程物理研究院核物理与化学研究所已与安徽应流机电集团合作，进行中子屏蔽用铝基碳化硼复合材料的产业化，加快实施生产线设计、关键设备采购建造及生产线建设。

　　项目完成单位简介

　　中国工程物理研究院核物理与化学研究所成立于1958年，1969年独立建所，是以核物理、核化学、核技术应用为主的国家综合性国防科研单位。内设5个机关管理部门、11个研究室（中心）、1个非标设计与机加车间以及支持保障单位，拥有一站两中心和院重点实验室等机构。专业领域包括：核物理、等离子体物理、反应堆物理、加速器物理、放射化学、同位素化学、环境化学、辐射防护等。研究所设有四川省科学城环境辐射监测站、中物院电离辐射计量站等产品研发和技术服务实体机构，是国家核技术工业应用工程技术研究中心重要承担单位。

　　中国工程物理研究院核物理与化学研究所拥有热中子实验研究反应堆、快中子脉冲堆、加速器、钴源装置等大型设施，有各类质谱仪、色谱仪、光谱仪和能谱仪等多种高精度测试仪器和设备。开展了核测试与诊断、氢同位素与工艺研究和元件研制与生产、中子物理学实验与研究、电磁内爆模拟与聚变能源技术研究、核技术应用研究和产品研发与服务、核设施退役和环境监测、科研平台的研发建设等科研生产任务，承担了以大型核设施的研制与应用为重点的多项国家国防科研任务和国家863高技术计划中多项科研课题的研究工作，获得国家自然科学基金、国防预研基金100多项，中国工程物理研究院基金200多项。