成果信息
國家發(fā)改委的核電中長期發(fā)展規(guī)劃表明,，預(yù)計到2050年我國核電將占全部電力裝機容量的大約22%。2020年后預(yù)計每年將卸下超過千噸的乏燃料,，這些乏燃料仍具有較強的中子輻射能力,。因此,，吸收中子材料成為乏燃料和核廢料貯運過程中臨界控制和安全防護的必備材料。隨著現(xiàn)代化核電技術(shù)的快速發(fā)展,，中子屏蔽材料的需求和要求日益增加,。因此，加快新型中子屏蔽材料的研究與開發(fā),，對于我國核電發(fā)展和核安全具有重要的科學(xué)意義和社會價值,。 本項目為乏燃料貯運用鋁基碳化硼（B4C/Al）中子吸收復(fù)合材料的研究與開發(fā)。B4C/Al復(fù)合材料的中子吸收性能直接依賴于所含B4C的含量,。但高B4C含量復(fù)合材料通常力學(xué)性能不佳,。目前，我們通過不同碳化硼含量以及各種工藝的結(jié)合,，得到了綜合性能優(yōu)良的高碳化硼含量（30wt%）復(fù)合材料,，并對其界面反應(yīng)以及強化機制進行了研究。通過粉末合金法以真空熱壓燒結(jié)的方式合成性能穩(wěn)定,、結(jié)構(gòu)均勻的B4C/Al復(fù)合材料,。研究了顆粒形態(tài)、B4C含量,、材料成形工藝方法,、具有強中子吸收能力元素的添加等因素對B4C/Al復(fù)合材料的微觀組織結(jié)構(gòu)與材料力學(xué)性能的影響。)
背景介紹
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應(yīng)用前景
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