核电屏蔽用铝基碳化硼中子吸收材料项目

　　太原理工大学材料科学与工程学院

　　山西中通高技术有限公司

　　【技术简介】

　　基于洁净和低资源消耗的优势，核能成为替代生物质能源且最具发展潜力的能源之一，核能利用也成为世界上各个国家最重要的能源发展战略计划，如不考虑军事目的，核能发展对于实现人类可持续发展具有重要而深远的意义。虽然日本福岛核事故曾不同程度地影响了各国核电发展规划的制定，但经过三年的论证，人们已经恢复对核电发展的信心，我国也已开始恢复核电站项目的审批。在2014年“两会”上，国家能源局表示内陆核电站重启可能会列入下一个五年规划。

　　2012年的统计资料表明：世界上已有31个国家拥有201家核电厂，反应堆总数达到450座，核电总装机容量3.92亿千瓦以上，平均核发电量占这31个国家总发电量的22.7%，占世界总发电量的17%。其中反应堆数量最多的是美国，拥有104座，核发电量占本国总发电量的20.2%;法国拥有58座，核发电量占本国总发电量的75.2%，为世界第一。伴随着核电产业的迅速发展,也带来了乏燃料的后处理问题。

　　核反应堆卸出的乏燃料具有极强的放射性，伴有一定的中子发射率，需在乏燃料水池中贮存一段时间，以使短半衰期的放射性核素绝大部分衰变掉，并带走其衰变热。通常每台百万千瓦级核电机组每年可卸出25t乏燃料，目前我国积累的乏燃料已达到1000t以上。按照我国核电发展的目标，2020年后预计每年将卸下超过千吨的乏燃料。目前国内外大部分乏燃料的贮存方式采用“湿式”贮存(即将乏燃料存放于水池的格架上)和“干式”贮存，干式贮存容器兼有贮存和运输乏燃料的功能。

　　为了增加乏燃料设施的贮存容量，同时确保在密集贮存中乏燃料阵列有足够的安全裕量，常在乏燃料贮存水池格架和贮运容器中设置固态吸收中子(也称屏蔽)材料，以满足乏燃料相互之间的临界控制和安全防护的要求。如果吸收中子材料性能达不到吸收中子要求或产生破损，堆放在一起的乏燃料有效增值系数K(K=系统中子的产生率∕系统中中子的消失率[吸收率+泄露率])大于1，则反应进入超临界状态，中子随时间不断增加，相互之间释放中子引发连锁核裂变反应，产生很强辐射，对操作人员产生过量辐照，其附带放出的大量的热会使乏燃料组件过热而变形损坏，会给所在地区人类带来巨大的生态危害。因此吸收中子材料成为核、乏燃料和核废料贮运过程中临界控制和安全防护的必备材料。

　　吸收中子材料长期处于中子辐照、射线辐照、弱酸介质腐蚀和动态应力作用等恶劣和复杂的极限工作环境中，传统的吸收中子材料难以满足现代化核电发展的要求。吸收中子性能、核辐照效应和服役行为成为国内外专家关注的一个重要科学基础问题，但对这些问题的研究还处于刚刚起步阶段，特别是对辐照环境下吸收中子材料服役行为的研究几乎处于空白。

　　针对目前核电产业对中子吸收材料的需求，太原理工大学材料科学与工程学院与山西中通高技术有限责任公司开展了核电屏蔽中子用金属基复合材料。采用高强、良好耐腐蚀性的铝合金材料为基体，以具有较大热中子吸收截面的碳化硼(B4C)颗粒为中子吸收体，采用粉末冶金复合技术制备大尺寸的高B4C颗粒含量的铝基复合材料板材。解决了高B4C颗粒含量铝基复合材料在挤压、轧制等大塑性变形过程中材料边缘、表面开裂等问题，B4C颗粒在基体铝合金当中分布均匀。在此技术基础上，制备出了碳纤维/碳化硼、钨/B4C等混合增强铝基复合材料，可以同时具有吸收中子、γ射线的双重功能。该项技术可以应用于制备高陶瓷颗粒含量的金属基复合材料，根据功能性要求的不同，功能性组元的选择范围较宽，所制备出来的材料尺寸较大。

　　采用该项技术制备出的大尺寸高B4C颗粒含量的铝基中子吸收屏蔽板材得到了国内相关核电企业的认可，打破了国外相关企业在核电中子吸收屏蔽材料领域的垄断地位。该项技术的产品应用在2015年荣获了“山西省技术发明二等奖”，所制备的金属基复合材料屏蔽板材，根据需求还可应用于医疗、航空航天、仪器仪表元件等屏蔽领域。

　　【主要技术指标】

　　B4C颗粒增强铝基中子屏蔽材料中子吸收组元B4C颗粒含量≥30wt.%，板材尺寸：4800×190×3mm，热中子吸收性能≥95%，板材的抗拉强度高于260MPa，B4C颗粒含量误差<1%，致密度达到99.9%以上。

　　【技术特点】

　　本项技术主要应用于制备高陶瓷颗粒含量的金属基复合材料板材。主要技术包括陶瓷颗粒表面改性技术、烧结技术、复合材料挤压技术和轧制技术以及复合材料板材的表面改性技术。具体技术特点如下：

　　1)对粉末状陶瓷颗粒表面进行改性，使其表面合金化，提高陶瓷/金属之间的界面润湿性和结合强度。

　　2)优化挤压模具内腔形状尺寸，均化挤压流变速度，解决了挤压过程中的开裂问题。

　　3)对高含量B4C铝基复合板材进行表面改性，实现了表面封孔和涂层效果，提高了其耐蚀性能。

　　【适用范围】

　　可用于制造核电站乏燃料贮存格架上的中子吸收板、医疗设备的防护材料以及军工雷达等领域的屏蔽射线干扰、耐摩擦磨损、高强的金属基复合材料的制备。

　　【专利状态】

　　[1] 王文先，张鹏，王保东, 等. 一种铝基碳化硼中子吸收复合材料的制备方法[P]. 中国专利: 2011 1 0224888.3, 2013-01-23. (已授权)

　　[2] 王保东，王文先，张鹏，等. 一种铝基碳化硼中子吸收板的制备方法[P]. 中国专利: 2011 1 0169818.2, 2015-09-18. (已授权)

　　[3] 王文先，陈洪胜，张鹏，等. 一种屏蔽型铝基复合板的制备方法[P]. 中国专利: 2014 10128199.6, 2015-04-15. (已授权)

　　[4] 王文先，陈洪胜，张红霞， 等. 粉末状陶瓷材料的表面合金化方法[P]. 中国专利: 201410092719.2, 2015-09-02. (已授权)

　　[5] 张鹏，王文先，陈洪胜， 等. 一种防护X、γ射线和中子辐射的硼铅铝复合板的制备方法[P]. 中国专利: 201410413729.1, 2015-05-20.(已授权)

　　[6] 王文先，陈洪胜，李宇力，等. 一种防辐射钐钨铝屏蔽复合材料的制备方法[P].中国专利: 201410476455.0, 2015-10-28. (已授权)

　　[7] 王文先，李宇力，王保东，等. 一种用于核燃料贮存运输的中子吸收板的制备方法[P]:中国: 201410456964.7, 2015-09-09.(已授权)

　　[8] 王保东，王文先，秦艳兵, 等. 一种挤压高陶瓷含量铝基复合材料的模具[P]:中国, 201410272810.2, 2015-07-22.(已授权)

　　[9] 王文先，陈洪胜，邓坤坤, 等. 一种镁合金基中子屏蔽复合材料的制备方法[P]:中国, 201410791007X, 2016-06-24.(已授权)

　　[10] 王文先，武翘楚，王保东， 等. 一种碳化硼颗粒表面镀铜方法[P]:中国, 201510014166.3, 2017-01-11.(已授权)

　　[11] 王文先，陈洪胜，王保东，等. 一种增强型镁合金基中子吸收板的制备方法[P]:中国, 201510070218.9, 2016-07-06. . (已授权)

　　[12] 王文先，陈洪胜，王保东，等. 一种颗粒增强型铝合金基耐磨材料的制备方法[P]:中国, 201510191728.1, 2015-08-17. (已授权)

　　【技术状态】

　　目前高B4C颗粒含量的铝基碳化硼中子吸收板生产技术研发和产品试用及中试阶段已经完成，准备进入工业化生产阶段。

　　【合作方式】

　　共同建立生产研发中心;实现产品工业化;合作申报项目。

　　【投入需求】

　　提供必要的生产场地及经费。

　　【转化周期】

　　生产场地装修、设备系统制造及调试，约需3-4个月，之后可立即投入生产。

　　【预期效益】

　　经济效益：

　　以5.5mm厚中子吸收板为例，价格为60万元/吨，一个反应堆用量大约为20吨，计1200万RMB/堆，约合200万美元/堆;美国的平均价格为23.2万美元/吨，平均465万美元/堆。则每个反应堆节约外汇265万美元，两个反应堆节约外汇530万美元，也即节支总额3180万元。利税+节支共3800万。

　　社会效益：我国核电比例从目前的1.9%到2050年的22%，再仰望法国的75.2%，具有巨大发展空间和艰巨任务。该成果将是核乏燃料贮存和运输的关键材料，是核电发展和安全的最要保障，这也将加快我国核电国产化进程，推动核电科学技术的进步，从而保障国家和社会安全，保护自然资源或生态环境。加快此项目的本地化生产，参与核电站建设及其相关材料研发，也将对推动我省转型跨跃发展有积极的促进作用。因此，目前该项目社会效益远大于经济效益。

　　【联系方式】

　　联系人：王文先

　　联系电话：13903411143

　　邮箱：wangwenxian@tyut.edu.cn