高曉菊 燕東明 曹劍武 王躍旗 李維民 孫素潔 曲發(fā)增

(1 中國兵器工業(yè)第五二研究所 山東 煙臺(tái) 264003) (2 總裝備部裝甲駐濟(jì)南地區(qū)軍代室 濟(jì)南 250000)

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核防護(hù)用中子吸收材料的研究現(xiàn)狀

高曉菊1燕東明1曹劍武1王躍旗1李維民1孫素潔1曲發(fā)增2

(1 中國兵器工業(yè)第五二研究所 山東 煙臺(tái) 264003) (2 總裝備部裝甲駐濟(jì)南地區(qū)軍代室 濟(jì)南 250000)

從我國對(duì)核能領(lǐng)域用中子吸收材料的需求出發(fā)，簡述了核反應(yīng)堆對(duì)中子吸收材料的基本要求，重點(diǎn)論述了目前常見的熱中子吸收核素、熱中子吸收材料的種類以及鑒定試驗(yàn)考核項(xiàng)目；同時(shí)對(duì)硼鋼和B4C/Al中子吸收材料的國內(nèi)外研究進(jìn)展進(jìn)行介紹。最后指出了新型結(jié)構(gòu)/功能一體化中子吸收材料應(yīng)作為進(jìn)一步研究的重點(diǎn)。

核防護(hù) 熱中子吸收核素 熱中子吸收材料 鑒定試驗(yàn)考核 結(jié)構(gòu)/功能一體化

前言

新能源與節(jié)能環(huán)保產(chǎn)業(yè)是21世紀(jì)戰(zhàn)略性新興產(chǎn)業(yè)，對(duì)于調(diào)整經(jīng)濟(jì)結(jié)構(gòu)、鼓勵(lì)自主創(chuàng)新、實(shí)現(xiàn)節(jié)能減排和社會(huì)可持續(xù)發(fā)展具有重要作用。核能憑借其高效、節(jié)能、環(huán)保等優(yōu)勢，成為世界各國應(yīng)對(duì)能源和環(huán)境壓力的必然選擇。國家“十二五”把建設(shè)1 600 t乏燃料容量離堆貯存水池、乏燃料應(yīng)急暫存設(shè)施以及后處理中試廠等項(xiàng)目列入乏燃料后處理處置規(guī)劃中，這些項(xiàng)目需要大約500 t中子吸收材料，此外乏燃料干法貯存容器、乏燃料運(yùn)輸容器等設(shè)備的研制，對(duì)中子吸收材料需求量也非常大。自核能得到利用開始，國外就對(duì)乏燃料中子吸收材料進(jìn)行了系統(tǒng)的研究；相比之下，我國核能的商業(yè)利用起步較晚，因而國內(nèi)中子吸收材料的研發(fā)速度較為緩慢，目前國內(nèi)核電廠涉及的在建項(xiàng)目所使用的中子吸收材料大部分需要從國外購買。國內(nèi)多家科研單位(如中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院、北京有色金屬研究總院、中國核工程物理研究院等[1～3])，為打破國外的技術(shù)封鎖，開展了一系列的研究工作。筆者針對(duì)中子吸收材料的基本要求、常見的吸收核素、中子吸收材料類型、檢測方法以及國內(nèi)外研究進(jìn)展及展望進(jìn)行綜述。

1 核反應(yīng)堆對(duì)中子吸收材料的基本要求

反應(yīng)堆對(duì)中子吸收材料的基本要求主要是[4～5]：

1)中子吸收效率高，燃耗速度慢，有足夠大的“黑度”(Nσt，N 為每cm3控制材料所含原子數(shù)，σ為微觀熱吸收截面積；t為控制棒翼片厚度)，但不宜過大。

2)中子輻照下的材料其形狀、尺寸、結(jié)構(gòu)和物理、力學(xué)性能穩(wěn)定，輻照損傷小。

3)化學(xué)活性低，與包殼等環(huán)境物質(zhì)化學(xué)相容性好，抗堆內(nèi)冷卻劑的腐蝕性較好。

4)在反應(yīng)堆工作溫度下力學(xué)性能、熱物理性能、熱穩(wěn)定性、抗熱震性優(yōu)良。

5)照射后二次輻射低。

6)原料來源豐富，生產(chǎn)工藝簡單，價(jià)格低廉。

2 常見的熱中子吸收核素

2.1 硼(B)

(1)

10B和熱中子的中子能量與吸收截面的關(guān)系基本服從1/v定律。在大部分核工業(yè)領(lǐng)域，天然B的等效熱中子吸收截面(764 b)已經(jīng)能夠滿足應(yīng)用要求。只有在極少數(shù)的情況下，需要將B-10進(jìn)行濃縮處理，進(jìn)而使材料能夠得到更高的熱中子吸收性能。硼的含量和熱中子吸收截面數(shù)值見表1。

表1 硼的含量和熱中子吸收截面

在實(shí)際應(yīng)用中，不僅對(duì)材料的抗輻照性能有一定的要求，同時(shí)還要求材料具有一定的機(jī)械力學(xué)性能和抗腐蝕性能，因此在應(yīng)用中很少直接采用硼或硼化物。目前通用的做法是將硼或硼化物添加到其它材料中，制得性能良好的材料，并加以應(yīng)用，如硼-鋁合金、含硼不銹鋼、含硼聚乙烯[6～7]以及鉛硼聚乙烯[8]等。B4C作為中子吸收材料，因其具有低密度(2.52 g/cm3)、高硬度(僅次于金剛石和立方氮化硼)和優(yōu)異的熱中子吸收能力而備受人們的青睞[9]。通常將B4C與Al制備成復(fù)合材料應(yīng)用到核輻射屏蔽領(lǐng)域，如Al-B4C陶瓷、Al-B4C金屬基復(fù)合材料、Al-B4C-Si復(fù)合材料[10]等。

2.2 釓(Gd)

在稀土元素中，釓的熱中子俘獲截面是所有元素中最大的，因此被廣泛應(yīng)用作為熱中子俘獲測井中的新型示蹤劑[11～12]等。通常釓是以Gd2O3的形式存在，它主要有兩種主要核素：Gd-155與Gd-157，這兩種核素均具有很大的熱中子吸收截面，其中，Gd-155的熱中子吸收截面能夠達(dá)62 540 b，而Gd-157的熱中子吸收截面則達(dá)到更高的255 000 b，在天然釓中這兩種核素的含量可達(dá)30 wt%。雖然釓的熱中子吸收截面很大，但因其價(jià)格昂貴，一般只將釓作為燃料棒組件中的熱中子吸收材料。釓的含量和熱中子吸收截面數(shù)值見表2。

表2 釓的含量和熱中子吸收截面

2.3 衫(Sm)

衫是核反應(yīng)堆中的一種毒物材料， 它具有多種穩(wěn)定同位素，是一種重要的反應(yīng)堆包層材料。Sm-149的熱中子吸收截面可達(dá)到40 000 b。這種核素大多是以氧化衫或Sm2O3的化學(xué)形式存在， 主要應(yīng)用在燃料的運(yùn)輸和貯存方面。衫的含量和熱中子吸收截面數(shù)值見表3。

表3 衫的含量和熱中子吸收截面

2.4 鎘(Cd)

鎘作為一種熱中子吸收核素，在吸收熱中子時(shí)主要發(fā)生n，γ反應(yīng)，并伴隨著較強(qiáng)的γ射線釋放，同時(shí)半衰期也很長。此外，由于Cd具有毒性，在屏蔽熱中子后會(huì)有二次放射性，因此該元素通常只在試驗(yàn)室研究時(shí)作為熱中子屏蔽材料使用，工程化應(yīng)用中Cd一般很少應(yīng)用。鎘的含量和熱中子吸收截面數(shù)值見表4。

表4 鎘的含量和熱中子吸收截面[13]

在核工業(yè)領(lǐng)域應(yīng)用的熱中子吸收核素通常均為天然核素，因此采用天然核素的等效吸收截面進(jìn)行比較與討論。表5是幾種常見熱中子吸收核素的等效吸收截面對(duì)比數(shù)值。

表5 幾種天然核素?zé)嶂凶拥刃战孛?/p>

對(duì)于熱中子吸收核素的應(yīng)用，不僅要考慮核素的等效熱中子吸收截面，而且還應(yīng)該考慮各種材料的天然儲(chǔ)量、生產(chǎn)成本、與其它材料的相容性以及使用后處理等因素。在上述幾種熱中子吸收核素中， B的熱中子等效吸收截面相對(duì)較小，但是硼和硼化物化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定，制造成本相對(duì)較低，使用后不具有二次放射性，目前被廣泛應(yīng)用于核工業(yè)領(lǐng)域中。如含硼不銹鋼、含硼聚乙烯、鉛硼聚乙烯以及Al-B4C復(fù)合材料等常常作為乏燃料貯存格架或中子屏蔽材料使用，硼酸通常作為乏燃料貯存水池內(nèi)的添加劑使用。Gd，Sm和Cd這幾種核素，雖然其熱中子吸收截面比B的大很多，但是這些核素的儲(chǔ)量較少，生產(chǎn)成本昂貴，而且使用后還有二次放射性。因此，這幾種核素的材料通常只在特殊需求時(shí)使用。

3 常用的熱中子吸收材料

熱中子吸收材料是由具有大的熱中子吸收截面的元素或化合物和基體材料制得的復(fù)合材料。根據(jù)基體材料的不同，可以把熱中子吸收材料分為金屬基中子吸收材料與非金屬基中子吸收材料。金屬基中子吸收材料的基體材料大多數(shù)為鋁或不銹鋼。目前常見的金屬基中子吸收材料主要有含硼不銹鋼、硼-鋁合金、Al/B4C金屬基中子吸收材料等；而對(duì)于非金屬基中子吸收材料，其基體材料則是非金屬，如硅膠、聚乙烯和酚醛樹脂等。常見的非金屬基中子吸收材料有：硅膠基碳化硼聚合物、含硼聚乙烯、酚醛樹脂基碳化硼聚合物以及B4C/氧化鋁球等。下面主要介紹幾種已經(jīng)被廣泛應(yīng)用的中子吸收材料：

3.1 含硼聚乙烯

含硼聚乙烯的制備方法是將B元素?fù)诫s到聚乙烯里，由于聚乙烯里含有氫元素，因而是很好的快中子減速劑，并且B元素是良好的熱中子吸收核素，所以含硼聚乙烯常被用作快中子和熱中子的屏蔽材料。

鉛硼聚乙烯復(fù)合材料是一種應(yīng)用廣泛的中子吸收材料，其制備方法即在聚乙烯中摻雜鉛元素和硼元素。鉛硼聚乙烯中的氫元素對(duì)快中子有良好的慢化作用，硼吸收熱中子，鉛屏蔽γ射線，因此鉛硼聚乙烯有屏蔽快、熱中子、γ射線的綜合評(píng)比能力。該材料用途廣泛，可應(yīng)用于輻射治療室的屏蔽，以及核電廠、核潛艇內(nèi)的發(fā)電部分等[6～7]方面。含硼聚乙烯屬于非金屬基中子吸收材料，其基體是非金屬，所以不具備良好的機(jī)械結(jié)構(gòu)性能，因此只能作為單一的功能材料使用；并且此類材料的抗輻照、抗腐蝕性能都不是很好，在強(qiáng)劑量的輻照?qǐng)鱿?，聚乙烯易老化變脆限制材料的使用?/p>

3.2 含硼不銹鋼

不銹鋼具有極強(qiáng)的抗輻照和抗腐蝕能力，當(dāng)其在大劑量的中子場和γ場中仍能保持良好的穩(wěn)定性[14～15]。特別是不銹鋼材料在高溫環(huán)境下仍能保持其結(jié)構(gòu)和力學(xué)性能的穩(wěn)定性，因此含硼不銹鋼作為中子吸收材料被廣泛應(yīng)用于乏燃料的干法貯存與濕法貯存環(huán)境中。

盡管不銹鋼具有上述許多優(yōu)點(diǎn)，但是因?yàn)锽在不銹鋼里面的溶解度很低，通常在不銹鋼中的含量低于2.25%。并且隨著硼在不銹鋼中添加量的增加，其力學(xué)性能會(huì)急劇惡化。如果將天然硼添加到不銹鋼中制備乏燃料的貯存格架，所需的不銹鋼厚度較大，并且無論干還是濕法貯存，增加的不銹鋼厚度將在一定程度上降低格架對(duì)乏燃料的貯存能力。雖然也可以通過在不銹鋼中添加富B-10的方法提高其熱中子吸收性能，但制造成本較高。

3.3 硼-鋁合金

硼鋁合金和含硼不銹鋼性能很相似，硼在金屬鋁中的溶解度很低，所以限制了鋁合金中硼的含量。由于硼受鋁合金含量的限制，所以其B-10面密度很低，一般不能滿足乏燃料濕法貯存和干法貯存反應(yīng)性控制的需求。為提高熱中子吸收能力，將濃縮的B-10添加到鋁合金里制備成富B-10的硼鋁合金。硼鋁合金具有質(zhì)量輕，熱傳導(dǎo)率高等特點(diǎn)。如果將B-10濃縮度為95%的硼添加到鋁合金中，其等效天然硼的含量可達(dá)24.6%，因而可被應(yīng)用到乏燃料的貯存和運(yùn)輸過程中。

硼鋁合金的導(dǎo)熱性能固然很好，但是由于鋁合金自身較低的機(jī)械力學(xué)性能的限制，不能充當(dāng)結(jié)構(gòu)材料，需結(jié)合其他結(jié)構(gòu)材料一起使用。

3.4 Al/B4C陶瓷

Al/B4C陶瓷的常用制備方法是將碳化硼粉體和鋁粉的混合物填充在鑄模里，然后經(jīng)過預(yù)熱和熱軋，隨后在熱軋溫度下進(jìn)行燒結(jié)，最后進(jìn)行擠壓成形。由于燒結(jié)較為困難，導(dǎo)致陶瓷材料的氣孔率比較大。

此種熱中子吸收材料的B4C含量一般在35 wt%～65 wt%，且已被廣泛地應(yīng)用于燃料貯存格架和干貯存罐中?？紤]Al/B4C陶瓷材料在制備過程中結(jié)合的難易程度，一般將材料中B4C的含量控制在50 wt%以下。由于Al/B4C陶瓷材料燒結(jié)性能較差，導(dǎo)致氣孔率大，使得其結(jié)構(gòu)性能較差。當(dāng)將該材料作為濕法貯存應(yīng)用時(shí)，水分子容易從空隙中進(jìn)入材料內(nèi)，進(jìn)而引起材料的腐蝕。此外，Al/B4C陶瓷燒結(jié)性能較差，導(dǎo)致其機(jī)械力學(xué)性能較差，不能直接作為單一結(jié)構(gòu)材料使用。

3.5 Al-B4C復(fù)合材料

Al-B4C是以B4C顆粒為增強(qiáng)體的復(fù)合材料，因而此類材料具有良好的機(jī)械力學(xué)性能。通常粉末冶金法制備的Al-B4C復(fù)合材料B4C的含量可達(dá)30 wt% ，并且此方法可以最大限度地達(dá)到理論密度，并且材料中氣孔率很低，具有良好的熱中子吸收性能。由于B4C顆粒作為增強(qiáng)體，在材料中與基體鋁合金相互結(jié)合，所以不受溶解度的限制。因此，Al-B4C復(fù)合材料是很好的結(jié)構(gòu)功能一體化材料。

Al-B4C復(fù)合材料具有低密度、高熱導(dǎo)率、低孔隙率以及高抗腐蝕能力等優(yōu)點(diǎn)，可以將被用于乏燃料的干法貯存和濕法貯存環(huán)境中。同時(shí)，Al-B4C復(fù)合材料兼具良好的機(jī)械力學(xué)性能，可以作為良好的結(jié)構(gòu)功能一體化材料，可以在很大程度上降低成本。

4 常用中子吸收材料鑒定試驗(yàn)考核

按照乏燃料貯存和運(yùn)輸設(shè)施的設(shè)計(jì)要求，需保證設(shè)備在服役期間保持在次臨界狀態(tài)，因此鑒定重點(diǎn)為該材料在設(shè)備的設(shè)計(jì)壽期末的性能是否滿足設(shè)計(jì)要求，中子吸收材料的關(guān)鍵鑒定試驗(yàn)為輻照試驗(yàn)、腐蝕試驗(yàn)以及高溫試驗(yàn)。

輻照試驗(yàn)的目的即為驗(yàn)證設(shè)備經(jīng)受全壽命期輻照劑量以后材料的中子吸收性能，腐蝕試驗(yàn)的目的即為驗(yàn)證濕法貯存設(shè)備壽命期末材料的中子吸收性能，高溫試驗(yàn)的目的即為驗(yàn)證干法貯存壽期末材料的中子吸收性能。國內(nèi)目前以濕法貯存為主，因此在這里重點(diǎn)討論中子吸收材料的輻照試驗(yàn)與腐蝕試驗(yàn)。

4.1 輻照試驗(yàn)

中子吸收材料在反應(yīng)堆中應(yīng)用時(shí)，也將不可避免地受到各種射線，如中子、γ射線等的輻照。因此，在實(shí)際應(yīng)用前必須對(duì)中子吸收材料進(jìn)行γ射線輻照考核、快中子輻照考核以及熱中子輻照考核，以驗(yàn)證其在實(shí)際使用過程中的耐輻照性能，確保材料在使用過程中的可靠性和安全性[16]。

對(duì)中子吸收材料進(jìn)行輻照測試時(shí)，要求其考核劑量達(dá)到實(shí)際使用過程中接收到的累積劑量。具體要求材料接收的γ累積劑量大于109 Gy，同時(shí)保證快中子積分注量不低于1 015 n/cm2。根據(jù)材料輻照損傷的累積性特征，可以采用加速輻照測試的方法，在較短時(shí)間內(nèi)完成材料的耐輻照性能測試[17]。

材料的γ射線輻照考核，可以在反應(yīng)堆輻照?qǐng)?、Co-60輻照裝置和高能電子加速器上完成。而對(duì)于中子輻照考核，可以在加速器中子源、反應(yīng)堆中子源和放射性核素中子源上完成。為了準(zhǔn)確地評(píng)估材料的抗輻照性能，在輻照過程中，一般要求被輻照試件處于一個(gè)盡可能均勻的輻照?qǐng)鲋校贡惠椪赵嚰邮艿降母鞣N射線和粒子盡可能均勻。

4.1.1 中子輻照

從材料損傷的角度考慮，由于快中子與原子核發(fā)生彈性或非彈性碰撞后，材料中會(huì)產(chǎn)生空位和間隙原子，這時(shí)這些空位和間隙原子聚集后形成晶格缺陷，從而導(dǎo)致性能改變，因而快中子對(duì)材料的損傷作用更厲害。相反，熱中子與材料相互作用時(shí)，不會(huì)發(fā)生原子離位，但是材料中所含的吸收熱中子核素會(huì)與熱中子發(fā)生反應(yīng)而產(chǎn)生He，而當(dāng)He累積到一定程度時(shí)，材料可能發(fā)生腫脹，導(dǎo)致材料的機(jī)械物理性能下降。

晶體結(jié)構(gòu)材料的輻射損傷主要用3個(gè)指標(biāo)來衡量：氣體產(chǎn)生、變形原子和原子位移的產(chǎn)生[18]。研究表明：原子位移導(dǎo)致的晶格缺陷是材料物理性能改變的主要原因；來源于材料中產(chǎn)生的氣體是材料機(jī)械性能發(fā)生變化的主要原因。

4.1.2 γ射線輻照

γ射線與物質(zhì)相互作用的方式主要包括光電效應(yīng)、電子對(duì)效應(yīng)和康普頓效應(yīng)。此3種方式都能夠擊發(fā)出帶有相當(dāng)能量的電子，電子與固體的點(diǎn)陣原子相互作用進(jìn)而引起點(diǎn)陣損傷。γ射線可以在固體內(nèi)引起電離，這是最主要的效應(yīng)，當(dāng)絕緣體等一類的材料發(fā)生電離效應(yīng)時(shí)，材料的性質(zhì)將發(fā)生較大的變化，但是當(dāng)金屬受到輻照而產(chǎn)生電離時(shí)，其傳導(dǎo)電子會(huì)迅速中和，進(jìn)而不會(huì)引起金屬結(jié)構(gòu)的改變。當(dāng)然，γ射線也可能會(huì)在固體內(nèi)產(chǎn)生離位原子，而離位原子的產(chǎn)生將在一定程度上改變材料的性能。

4.2 腐蝕試驗(yàn)

表6 乏燃料貯存水池水質(zhì)的典型成分

當(dāng)乏燃料采用濕法貯存時(shí)，冷卻水系統(tǒng)的水溫應(yīng)保持在40 ℃左右，通常不超過60 ℃。對(duì)于貯存水池的水質(zhì)則根據(jù)不同燃料元件的要求而有所不同，加壓重水堆和沸水堆乏燃料貯存水池中要求池水pH值達(dá)到5.3～7.5，同時(shí)要求氯離子濃度小于0.5 ppm，且采用氧飽和的去離子水。壓水堆乏燃料貯存在含硼量為2 000～2 500 ppm、 pH值為4.0～6.0和氯離子濃度小于0.5 PPm的去離子水中[19]。表6為乏燃料貯存水池水質(zhì)的典型成分，表7為壓水堆(PWR)去離子水水質(zhì)成分。

表7 用于PWR堆去離子水典型水質(zhì)成分

材料在腐蝕試驗(yàn)時(shí)，需要經(jīng)過拋光、丙酮超聲波清洗、去離子水超聲波清洗、真空干燥箱烘干、腐蝕前測試分析和恒溫全浸腐蝕試驗(yàn)等多項(xiàng)步驟處理。腐蝕前試樣的分析測試主要包括：尺寸測試、干重測試、物相測試、宏觀形貌記錄與微觀形貌觀察等。

試驗(yàn)采用電感耦合等離子體發(fā)射光譜儀(ICP)監(jiān)測溶液成分，pH電極監(jiān)測溶液pH值，電導(dǎo)率測試儀監(jiān)測溶液電導(dǎo)率。腐蝕試驗(yàn)開始后，需要以每3 d一次對(duì)腐蝕溶液進(jìn)行測試，測試內(nèi)容包括溶液成分、pH值與電導(dǎo)率等，同時(shí)還需要對(duì)腐蝕過程中發(fā)生的腐蝕現(xiàn)象加以監(jiān)測。腐蝕周期可以設(shè)定為1 000～2 000 h，每達(dá)到一個(gè)腐蝕周期時(shí)，就需要對(duì)腐蝕溶液進(jìn)行ICP分析測試，同時(shí)將腐蝕試樣取出烘干后，進(jìn)行一系列相關(guān)的測試與分析。通過分析腐蝕溶液的成分變化、pH值變化和電導(dǎo)率變化，以及腐蝕試樣的干重變化、物相變化、宏觀形貌和微觀相貌變化等數(shù)據(jù)得出中子吸收材料在濕法貯存時(shí)的腐蝕行為。

在實(shí)際應(yīng)用中，考慮到材料使用的復(fù)雜環(huán)境，將不可避免地暴露于乏燃料貯存水池中的輻照環(huán)境下，并且和燃料包殼材料以及結(jié)構(gòu)材料相互接觸，存在微小縫隙等。因此中子吸收材料若作為乏燃料濕法貯存格架用材料使用時(shí)，有必要增加電偶腐蝕試件、縫隙腐蝕試件等試樣類型，更有必要開展在輻照環(huán)境下的腐蝕試驗(yàn)，并以此來全面評(píng)價(jià)材料的抗腐蝕性能。

5 研究現(xiàn)狀

從目前國外的研究現(xiàn)狀可知， 硼鋼和B4C/Al在國外的研究已經(jīng)超過50年，而且研究還在繼續(xù)，這兩類材料已經(jīng)在運(yùn)輸容器和乏燃料水池中被成功應(yīng)用，而金屬鎘材料和含硼有機(jī)聚合物通常不用作乏燃料貯存和運(yùn)輸?shù)闹凶游詹牧?，?鉻-鉬-釓合金目前還處在實(shí)驗(yàn)室研究階段，對(duì)于硼鋁合金，由于原料采用富集硼-10，因此成本較高。綜合國外的研究現(xiàn)狀，這里將重點(diǎn)對(duì)硼鋼和B4C/Al兩種中子吸收材料在國內(nèi)外的研究進(jìn)展進(jìn)行重點(diǎn)論述。

在硼鋼中子吸收材料方面，日本的日立金屬公司、住友金屬工業(yè)公司以及神戶鋼廠等均能夠生產(chǎn)含量為0.6 wt%B和1.0wt%B的高硼鋼，而且這些硼鋼已在貯藏和運(yùn)輸容器、乏燃料貯存格架上得到應(yīng)用[20～22]。德國西門子公司從20世紀(jì)70年代初開始研制高致密乏燃料貯存格架，同時(shí)選用硼鋼作為中子吸收材料[23]，根據(jù)其研究成果可知，硼鋼優(yōu)異的抗輻照性能和耐腐蝕性能保障了乏燃料貯存格架在電站整個(gè)壽命期內(nèi)均能夠正常工作，無需進(jìn)行昂貴的在役檢測。為了證明硼鋼作為高密度乏燃料貯存格架材料的可靠性，西門子公司對(duì)硼鋼(含1.6 wt%至1.9 wt%的天然硼)的中子吸收性能、力學(xué)性能、抗中子輻照性能、抗腐蝕性能、冶金性能及焊接性能開展了研究工作。英國最初研究的高硼鋼大多是高純的鐵-硼合金，但為了便于加工，其中添加了少量的鋁，硼含量約為2 wt%～4.75 wt%時(shí)，鋁含量具有一個(gè)臨界范圍，在這個(gè)范圍內(nèi)鐵-硼-鋁合金可以鍛造和軋制；而當(dāng)含硼量再提高時(shí)，鐵-硼-鋁合金則不能再進(jìn)行鍛造。在美國硼含量為0.20 wt%～2.25 wt%的硼鋼分為A和B兩個(gè)等級(jí)[24]。與B級(jí)相比，A級(jí)的硼化物更細(xì)，在硼鋼中分布更均勻，且具有更好的力學(xué)性能。因此，A級(jí)硼鋼既可作中子吸收材料又可用作結(jié)構(gòu)材料，而B級(jí)硼鋼則只能用作中子吸收材料。

我國于20世紀(jì)60年代末開始研究反應(yīng)堆屏蔽用的硼鋼，目前研究的高硼鐵或高硼鋼則被更多地用作耐磨材料[25～26]。在國內(nèi)，中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院、東北大學(xué)以及沈陽鑄造所等均開展了輻射屏蔽用硼鋼的相關(guān)研究。在20世紀(jì)90年代，中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院研究了高硼鋼的冶煉、鍛造及熱處理工藝等過程，并通過加入Mo、Ni等第二相以改善其力學(xué)性能[27]。東北大學(xué)則采用多次熔煉和反復(fù)軋制等方法，制備出硼含量為0.55 wt%的硼鋼，并對(duì)不同硼含量的硼鋼的力學(xué)性能和微觀組織進(jìn)行了相關(guān)研究[28]。沈陽鑄造所對(duì)硼含量為0.5 wt%的硼鑄鋼也進(jìn)行了相關(guān)的研究。西華大學(xué)在硼鋼的制備方法和熱處理工藝對(duì)材料力學(xué)性能和微觀組織影響等方面也進(jìn)行了研究報(bào)道。

在B4C/Al中子吸收材料方面，采用粉末冶金法制備的B4C/Al中子吸收材料按照密度的不同可分為高密度的Metamic和低密度的Boral[24～29]。美國AAR制造公司在研制Boral的過程中發(fā)現(xiàn)，若B4C含量高于50 wt%， B4C顆粒和鋁粉將在燒結(jié)過程中不能進(jìn)行充分的粘結(jié)，因此Boral中的B4C含量宜控制在50 wt%以內(nèi)。2004年，AAR制造公司為了提高Boral的性能，研制出新的生產(chǎn)工藝，將鋁粉在軋制過程中進(jìn)行燒結(jié)，從而改善了芯體和包殼的粘結(jié)性。

實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)表明，若Boral面密度大于0.035 g/cm2，幾乎能夠達(dá)到理想中子吸收材料的水平[24]。根據(jù)METAMIC，LLC公司的研究成果可知，當(dāng)B4C在Metamic中的含量低于25 wt%時(shí)，Metamic可以采用鋁工業(yè)上的焊接工藝標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行焊接，而常用的焊接手段是氬弧焊。Reynolds金屬公司、EPRI及東北技術(shù)公司(Northeast technology corp)對(duì)Metamic進(jìn)行質(zhì)量鑒定實(shí)驗(yàn)，結(jié)果表明該材料符合乏燃料貯存和運(yùn)輸設(shè)備對(duì)其中子吸收性能的要求。B4C含量為31%的Metamic已經(jīng)被美國核管會(huì)批準(zhǔn)用作乏燃料濕法貯存設(shè)備材料，同時(shí)被推薦用于阿肯色州1區(qū)和2區(qū)的核電廠乏燃料格架[30～31]，此外，在AP1000核電廠乏燃料水池的設(shè)計(jì)中也選用這種材料作為中子吸收材料[32]。加拿大Alcan公司研究了4種不同類型的B4C/Al中子吸收材料——6063Al-B4C、6351Al-B4C、1100Al-B4C和Al-Si-B4C。這些材料都選用金屬熔煉工藝制備，在制備過程中為了降低嚴(yán)重的界面反應(yīng)，加入了含量為0.5 wt%～2.0 wt%的第二相鈦。據(jù)報(bào)道，6063Al- B4C和6351Al- B4C材料具有優(yōu)良的熱導(dǎo)性，能夠擠壓和軋制，同時(shí)還具有優(yōu)異的力學(xué)性能可使其用于結(jié)構(gòu)材料，但B4C的含量應(yīng)小于18 wt%。1100Al-B4C通常不能用作結(jié)構(gòu)材料，B4C的含量可以達(dá)到28%。國內(nèi)對(duì)B4C/Al材料注熔煉工藝中Al與B4C的潤濕性以及材料的界面反應(yīng)特征進(jìn)行了較為深入的研究[33]。東北大學(xué)的彭可武等[34]采用差熱分析和X射線衍射分析等方法系統(tǒng)地研究了B4C和Al在1 500 ℃的化學(xué)反應(yīng)和相組成。近年來，B4C/Al作為中子吸收材料用于乏燃料貯存和運(yùn)輸?shù)难芯吭趪鴥?nèi)的幾個(gè)科研院所已取得初步的研究成果，但相關(guān)研究論文或系統(tǒng)的報(bào)道相對(duì)較少。

6 展望

隨著國防科研、原子能工業(yè)以及放射醫(yī)學(xué)的飛速發(fā)展，尤其是隨著科學(xué)技術(shù)的進(jìn)步，核工業(yè)應(yīng)用領(lǐng)域日益擴(kuò)大，對(duì)核屏蔽材料的性能要求將會(huì)越來越高，如防多種射線的綜合式屏蔽材料。具有體積小、強(qiáng)度高、質(zhì)量輕及可組合焊接的結(jié)構(gòu)/功能一體化屏蔽材料均已成為核能應(yīng)用領(lǐng)域競相發(fā)展的重要課題。因此，開發(fā)高強(qiáng)、輕質(zhì)、具備多功能的核防護(hù)屏蔽材料將是未來進(jìn)一步研究的重要方向，而核能領(lǐng)域?qū)ζ帘尾牧系目量桃髮⒊蔀橥苿?dòng)這一發(fā)展方向的主體力量。

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Research Status in Neutron Absorbers Materials for Nuclear Protection

Gao Xiaoju1,Yan Dongming1,Cao Jianwu1,Wang Yueqi1, Li Weimin1, Sun Sujie1, Qu Fazeng2

(1 No.52 Institute of China North Industry Group,Shangdong,Yantai,264003) (2 Representative Office of the General Equipment Department Armored in Ji'nan area,Ji'nan,250000)

The basic requirements of nuclear reactor for neutron absorbing materials were summarized from the demand for the field of nuclear energy application in China. There is a focus on the common thermal neutron absorption nuclide and thermal neutron absorption materials and the project of identification test assessment. At the same time the research progress at home and abroad for the neutron absorbing materials of boron steel and B4C/Al were summarized. At last it was pointed out that new type neutron absorbing material with combined structural and functional performance should be the focus of further study.

Nuclear protection; Thermal neutron absorption nuclide; Thermal neutron absorption materials; Identification test assessment; Structure-function integration

煙臺(tái)市重大科技發(fā)展計(jì)劃項(xiàng)目(項(xiàng)目編號(hào)：2013JH020)。

高曉菊(1983-)，高級(jí)工程師；主要從事陶瓷基復(fù)合材料方向的研究。

TL344

A

1002-2872(2016)11-0015-08