碳化硼材料在核反應(yīng)堆中的應(yīng)用研究
發(fā)布時間：2019-07-26 16:27瀏覽次數(shù)：
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(shù)幾種元素。同時相對于純元素B和Gd而言，B4C造價低，不產(chǎn)生放射性同位素，二次射線能量低，而且耐腐蝕，熱穩(wěn)定性好。因此在核反應(yīng)堆用材料中越來越受到青睞。
一、碳化硼材料在核反應(yīng)堆中的應(yīng)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(yīng)堆中，目前主要有以下幾種應(yīng)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(yīng)堆外部，防止放射性物質(zhì)外泄；
(2)將碳化硼粉高溫壓制成制品，用于反應(yīng)堆中心，做反應(yīng)堆控制棒，控制反應(yīng)堆反應(yīng)速度；
(3)將碳化硼粉高溫壓制成制品，用于反應(yīng)堆第二層防護，做反應(yīng)堆屏蔽材料，吸收放射性物質(zhì)等；
(4)采用常壓燒結(jié)工藝，將碳化硼粉末燒結(jié)成塊狀，用于反應(yīng)堆的屏蔽材料。我國現(xiàn)已在高溫氣冷堆和快中子增殖反應(yīng)堆中應(yīng)用了碳化硼材料。
二、碳化硼材料發(fā)展與展望 加快核電發(fā)展
，是國家的重要決策和能源發(fā)展戰(zhàn)略。研究和探討碳化硼材料在核電發(fā)展中的應(yīng)用，使其更好地發(fā)揮其特有的性能,是碳化硼行業(yè)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(yīng)用。
1、在保證核電站持久安全運行方面的應(yīng)用 利用碳化硼所具有的屏蔽功能，在核反應(yīng)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(yīng)堆廠房中的鋼筋混凝土構(gòu)筑物，防止放射性物質(zhì)進行環(huán)境。此技術(shù)在北京昌平高溫堆商用示范核電站中已得到應(yīng)用。
2、在提高鈾資源持續(xù)經(jīng)濟供應(yīng)水平中的應(yīng)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(gòu)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(xù)經(jīng)濟的應(yīng)用?？於言阝?235參與反應(yīng)時，分裂出高速中子，使其周圍的鈾-238變成鈾-239，鈾-239不穩(wěn)定快速衰變?yōu)檩^為穩(wěn)定的钚-239，钚-239能發(fā)生與鈾-235相似的裂變反應(yīng)，而由鈾生產(chǎn)钚的比例為1:0.7～1.5，從而實現(xiàn)了鈾的增殖。高溫堆作為一種先進的反應(yīng)堆型其堆功率轉(zhuǎn)換成發(fā)電功率可以達到40%～45%，而其它反應(yīng)堆
3、在確保核廢物的處理和處置的安全中的應(yīng)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(xù)發(fā)展至關(guān)重要。放射性材料在核設(shè)施運行和設(shè)備奴役的過程中逐漸積累。
這些材料無論是在經(jīng)濟上還是在技術(shù)上都沒有繼續(xù)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(shù)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(tǒng)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(gòu)乏燃料的臨時貯存最少50年的設(shè)計壽命的要求。
通過以上3 點，可以預測到，隨著世界范圍內(nèi)核能的持續(xù)穩(wěn)定發(fā)展特別是我國核能戰(zhàn)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(yīng)堆中得到很好地應(yīng)用，其前景會愈來愈廣闊。
根據(jù)國家發(fā)改委制定的我國核電能源建設(shè)的總體目標和世界能源發(fā)展戰(zhàn)略, 核工業(yè)用碳化硼材料以其性能優(yōu)越，價格低廉等優(yōu)點越來越受到核工業(yè)的青睞,應(yīng)用范圍在不斷擴大。因此，核反應(yīng)堆用碳化硼材料是一項長期的、穩(wěn)定的發(fā)展方向，有助于核反應(yīng)堆的國產(chǎn)化發(fā)展和促進核工業(yè)產(chǎn)品的出口，對我國大力推進的核能建設(shè)將起到很好的促進作用。
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