碳化硼材料在核反應堆中的應用研究
發布時間：2019-07-16 18:22瀏覽次數：
碳化硼具有較高的中子吸收能力，其中子俘獲截面高，俘獲能譜寬，10B的熱截面高達347 ×10-24 cm2，僅次于釓、釤、鎘等少數幾種元素。同時相對于純元素B和Gd而言，B4C造價低，不產生放射性同位素，二次射線能量低，而且耐腐蝕，熱穩定性好。因此在核反應堆用材料中越來越受到青睞。
一、碳化硼材料在核反應堆中的應用
碳化硼材料的中子吸收性能主要依靠碳化硼10B含量。在核反應堆中，目前主要有以下幾種應用方式:
(1)將碳化硼與石墨粉混合熔煉、制作成硼碳磚，用于反應堆外部，防止放射性物質外泄；
(2)將碳化硼粉高溫壓制成制品，用于反應堆中心，做反應堆控制棒，控制反應堆反應速度；
(3)將碳化硼粉高溫壓制成制品，用于反應堆第二層防護，做反應堆屏蔽材料，吸收放射性物質等；
(4)采用常壓燒結工藝，將碳化硼粉末燒結成塊狀，用于反應堆的屏蔽材料。我國現已在高溫氣冷堆和快中子增殖反應堆中應用了碳化硼材料。
二、碳化硼材料發展與展望 加快核電發展
，是國家的重要決策和能源發展戰略。研究和探討碳化硼材料在核電發展中的應用，使其更好地發揮其特有的性能,是碳化硼行業科研人員的重要職責，合理、科學地使用碳化硼材料，使其在以下幾個方面得到廣泛應用。
1、在保證核電站持久安全運行方面的應用 利用碳化硼所具有的屏蔽功能，在核反應堆的第四道屏障安全殼中，采用碳化硼和石墨混合后的材料部分替代原有反應堆廠房中的鋼筋混凝土構筑物，防止放射性物質進行環境。此技術在北京昌平高溫堆商用示范核電站中已得到應用。
2、在提高鈾資源持續經濟供應水平中的應用
鈾資源是一種稀缺資源，在地殼中含量僅為四百萬分之一。天然鈾由3種同位素構成：除了0.71%的鈾235，微量鈾234外，其余全是鈾238(99.2%)。中國實驗快堆，作為一種當今世界上先進的增殖堆型，使鈾資源得到了持續經濟的應用。快堆在鈾-235參與反應時，分裂出高速中子，使其周圍的鈾-238變成鈾-239，鈾-239不穩定快速衰變為較為穩定的钚-239，钚-239能發生與鈾-235相似的裂變反應，而由鈾生產钚的比例為1:0.7～1.5，從而實現了鈾的增殖。高溫堆作為一種先進的反應堆型其堆功率轉換成發電功率可以達到40%～45%，而其它反應堆
3、在確保核廢物的處理和處置的安全中的應用
安全、有效地處理和處置乏燃料及其核廢料對核電可持續發展至關重要。放射性材料在核設施運行和設備奴役的過程中逐漸積累。
這些材料無論是在經濟上還是在技術上都沒有繼續使用或回收的價值，因此被分類為放射性廢物。
整備是將廢物儲存在或處置前的最后一個步驟，用于廢物減容的專用技術可有助于減少對儲存空間的需要，并且將廢物在中間儲存或最終處置時的儲存成本降至最低。而國際上先進的乏燃料儲存系統中，即采用了碳化硼材料作為屏蔽模塊，而達到了國際原子能機構乏燃料的臨時貯存最少50年的設計壽命的要求。
通過以上3 點，可以預測到，隨著世界范圍內核能的持續穩定發展特別是我國核能戰略的加快實施，碳化硼作為一種廣泛被接受的屏蔽和控制材料，將會在核反應堆中得到很好地應用，其前景會愈來愈廣闊。
根據國家發改委制定的我國核電能源建設的總體目標和世界能源發展戰略, 核工業用碳化硼材料以其性能優越，價格低廉等優點越來越受到核工業的青睞,應用范圍在不斷擴大。因此，核反應堆用碳化硼材料是一項長期的、穩定的發展方向，有助于核反應堆的國產化發展和促進核工業產品的出口，對我國大力推進的核能建設將起到很好的促進作用。
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