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 264003) (2 總裝備部裝甲駐濟南地區(qū)軍代室 濟南 250000)

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核防護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 264003) (2 總裝備部裝甲駐濟南地區(qū)軍代室 濟南 250000)

從我國對核能領域用中子吸收材料的需求出發(fā)，簡述了核反應堆對中子吸收材料的基本要求，重點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考核項目；同時對硼鋼和B4C/Al中子吸收材料的國內外研究進展進行介紹。最后指出了新型結構/功能一體化中子吸收材料應作為進一步研究的重點。

核防護 熱中子吸收核素 熱中子吸收材料 鑒定試驗考核 結構/功能一體化

前言

新能源與節(jié)能環(huán)保產業(yè)是21世紀戰(zhàn)略性新興產業(yè)，對于調整經濟結構、鼓勵自主創(chuàng)新、實現(xiàn)節(jié)能減排和社會可持續(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，成為世界各國應對能源和環(huán)境壓力的必然選擇。國家“十二五”把建設1 600 t乏燃料容量離堆貯存水池、乏燃料應急暫存設施以及后處理中試廠等項目列入乏燃料后處理處置規(guī)劃中，這些項目需要大約500 t中子吸收材料，此外乏燃料干法貯存容器、乏燃料運輸容器等設備的研制，對中子吸收材料需求量也非常大。自核能得到利用開始，國外就對乏燃料中子吸收材料進行了系統(tǒng)的研究；相比之下，我國核能的商業(yè)利用起步較晚，因而國內中子吸收材料的研發(fā)速度較為緩慢，目前國內核電廠涉及的在建項目所使用的中子吸收材料大部分需要從國外購買。國內多家科研單位(如中國核動力研究設計院、北京有色金屬研究總院、中國核工程物理研究院等[1～3])，為打破國外的技術封鎖，開展了一系列的研究工作。筆者針對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、檢測方法以及國內外研究進展及展望進行綜述。

1 核反應堆對中子吸收材料的基本要求

反應堆對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、結構和物理、力學性能穩(wěn)定，輻照損傷小。

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

4)在反應堆工作溫度下力學性能、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，生產工藝簡單，價格低廉。

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系基本服從1/v定律。在大部分核工業(yè)領域，天然B的等效熱中子吸收截面(764 b)已經能夠滿足應用要求。只有在極少數(shù)的情況下，需要將B-10進行濃縮處理，進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

在實際應用中，不僅對材料的抗輻照性能有一定的要求，同時還要求材料具有一定的機械力學性能和抗腐蝕性能，因此在應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制備成復合材料應用到核輻射屏蔽領域，如Al-B4C陶瓷、Al-B4C金屬基復合材料、Al-B4C-Si復合材料[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62 540 b，而Gd-157的熱中子吸收截面則達到更高的255 000 b，在天然釓中這兩種核素的含量可達30 wt%。雖然釓的熱中子吸收截面很大，但因其價格昂貴，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，是一種重要的反應堆包層材料。Sm-149的熱中子吸收截面可達到40 000 b。這種核素大多是以氧化衫或Sm2O3的化學形式存在， 主要應用在燃料的運輸和貯存方面。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，在吸收熱中子時主要發(fā)生n，γ反應，并伴隨著較強的γ射線釋放，同時半衰期也很長。此外，由于Cd具有毒性，在屏蔽熱中子后會有二次放射性，因此該元素通常只在試驗室研究時作為熱中子屏蔽材料使用，工程化應用中Cd一般很少應用。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)領域應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比數(shù)值。

表5 幾種天然核素熱中子等效吸收截面

對于熱中子吸收核素的應用，不僅要考慮核素的等效熱中子吸收截面，而且還應該考慮各種材料的天然儲量、生產成本、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較小，但是硼和硼化物化學性質穩(wěn)定，制造成本相對較低，使用后不具有二次放射性，目前被廣泛應用于核工業(yè)領域中。如含硼不銹鋼、含硼聚乙烯、鉛硼聚乙烯以及Al-B4C復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，但是這些核素的儲量較少，生產成本昂貴，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被廣泛應用的中子吸收材料：

3.1 含硼聚乙烯

含硼聚乙烯的制備方法是將B元素摻雜到聚乙烯里，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。

鉛硼聚乙烯復合材料是一種應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射線的綜合評比能力。該材料用途廣泛，可應用于輻射治療室的屏蔽，以及核電廠、核潛艇內的發(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械結構性能，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，在強劑量的輻照場下，聚乙烯易老化變脆限制材料的使用。

3.2 含硼不銹鋼

不銹鋼具有極強的抗輻照和抗腐蝕能力，當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)境下仍能保持其結構和力學性能的穩(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，但是因為B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，其力學性能會急劇惡化。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。硼鋁合金具有質量輕，熱傳導率高等特點。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24.6%，因而可被應用到乏燃料的貯存和運輸過程中。

硼鋁合金的導熱性能固然很好，但是由于鋁合金自身較低的機械力學性能的限制，不能充當結構材料，需結合其他結構材料一起使用。

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，然后經過預熱和熱軋，隨后在熱軋溫度下進行燒結，最后進行擠壓成形。由于燒結較為困難，導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%，且已被廣泛地應用于燃料貯存格架和干貯存罐中。考慮Al/B4C陶瓷材料在制備過程中結合的難易程度，一般將材料中B4C的含量控制在50 wt%以下。由于Al/B4C陶瓷材料燒結性能較差，導致氣孔率大，使得其結構性能較差。當將該材料作為濕法貯存應用時，水分子容易從空隙中進入材料內，進而引起材料的腐蝕。此外，Al/B4C陶瓷燒結性能較差，導致其機械力學性能較差，不能直接作為單一結構材料使用。

3.5 Al-B4C復合材料

Al-B4C是以B4C顆粒為增強體的復合材料，因而此類材料具有良好的機械力學性能。通常粉末冶金法制備的Al-B4C復合材料B4C的含量可達30 wt% ，并且此方法可以最大限度地達到理論密度，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顆粒作為增強體，在材料中與基體鋁合金相互結合，所以不受溶解度的限制。因此，Al-B4C復合材料是很好的結構功能一體化材料。

Al-B4C復合材料具有低密度、高熱導率、低孔隙率以及高抗腐蝕能力等優(yōu)點，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，Al-B4C復合材料兼具良好的機械力學性能，可以作為良好的結構功能一體化材料，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考核

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

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

4.1 輻照試驗

中子吸收材料在反應堆中應用時，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，在實際應用前必須對中子吸收材料進行γ射線輻照考核、快中子輻照考核以及熱中子輻照考核，以驗證其在實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]。

對中子吸收材料進行輻照測試時，要求其考核劑量達到實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，在較短時間內完成材料的耐輻照性能測試[17]。

材料的γ射線輻照考核，可以在反應堆輻照場、Co-60輻照裝置和高能電子加速器上完成。而對于中子輻照考核，可以在加速器中子源、反應堆中子源和放射性核素中子源上完成。為了準確地評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盡可能均勻的輻照場中，使被輻照試件所接受到的各種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，材料中會產生空位和間隙原子，這時這些空位和間隙原子聚集后形成晶格缺陷，從而導致性能改變，因而快中子對材料的損傷作用更厲害。相反，熱中子與材料相互作用時，不會發(fā)生原子離位，但是材料中所含的吸收熱中子核素會與熱中子發(fā)生反應而產生He，而當He累積到一定程度時，材料可能發(fā)生腫脹，導致材料的機械物理性能下降。

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

4.1.2 γ射線輻照

γ射線與物質相互作用的方式主要包括光電效應、電子對效應和康普頓效應。此3種方式都能夠擊發(fā)出帶有相當能量的電子，電子與固體的點陣原子相互作用進而引起點陣損傷。γ射線可以在固體內引起電離，這是最主要的效應，當絕緣體等一類的材料發(fā)生電離效應時，材料的性質將發(fā)生較大的變化，但是當金屬受到輻照而產生電離時，其傳導電子會迅速中和，進而不會引起金屬結構的改變。當然，γ射線也可能會在固體內產生離位原子，而離位原子的產生將在一定程度上改變材料的性能。

4.2 腐蝕試驗

表6 乏燃料貯存水池水質的典型成分

當乏燃料采用濕法貯存時，冷卻水系統(tǒng)的水溫應保持在40 ℃左右，通常不超過60 ℃。對于貯存水池的水質則根據(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值達到5.3～7.5，同時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的典型成分，表7為壓水堆(PWR)去離子水水質成分。

表7 用于PWR堆去離子水典型水質成分

材料在腐蝕試驗時，需要經過拋光、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等多項步驟處理。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，電導率測試儀監(jiān)測溶液電導率。腐蝕試驗開始后，需要以每3 d一次對腐蝕溶液進行測試，測試內容包括溶液成分、pH值與電導率等，同時還需要對腐蝕過程中發(fā)生的腐蝕現(xiàn)象加以監(jiān)測。腐蝕周期可以設定為1 000～2 000 h，每達到一個腐蝕周期時，就需要對腐蝕溶液進行ICP分析測試，同時將腐蝕試樣取出烘干后，進行一系列相關的測試與分析。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的腐蝕行為。

在實際應用中，考慮到材料使用的復雜環(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構材料相互接觸，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，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，并以此來全面評價材料的抗腐蝕性能。

5 研究現(xiàn)狀

從目前國外的研究現(xiàn)狀可知， 硼鋼和B4C/Al在國外的研究已經超過50年，而且研究還在繼續(xù)，這兩類材料已經在運輸容器和乏燃料水池中被成功應用，而金屬鎘材料和含硼有機聚合物通常不用作乏燃料貯存和運輸?shù)闹凶游詹牧希?鉻-鉬-釓合金目前還處在實驗室研究階段，對于硼鋁合金，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，這里將重點對硼鋼和B4C/Al兩種中子吸收材料在國內外的研究進展進行重點論述。

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輸容器、乏燃料貯存格架上得到應用[20～22]。德國西門子公司從20世紀70年代初開始研制高致密乏燃料貯存格架，同時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壽命期內均能夠正常工作，無需進行昂貴的在役檢測。為了證明硼鋼作為高密度乏燃料貯存格架材料的可靠性，西門子公司對硼鋼(含1.6 wt%至1.9 wt%的天然硼)的中子吸收性能、力學性能、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，鋁含量具有一個臨界范圍，在這個范圍內鐵-硼-鋁合金可以鍛造和軋制；而當含硼量再提高時，鐵-硼-鋁合金則不能再進行鍛造。在美國硼含量為0.20 wt%～2.25 wt%的硼鋼分為A和B兩個等級[24]。與B級相比，A級的硼化物更細，在硼鋼中分布更均勻，且具有更好的力學性能。因此，A級硼鋼既可作中子吸收材料又可用作結構材料，而B級硼鋼則只能用作中子吸收材料。

我國于20世紀60年代末開始研究反應堆屏蔽用的硼鋼，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，中國核動力研究設計院、東北大學以及沈陽鑄造所等均開展了輻射屏蔽用硼鋼的相關研究。在20世紀90年代，中國核動力研究設計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性能[27]。東北大學則采用多次熔煉和反復軋制等方法，制備出硼含量為0.55 wt%的硼鋼，并對不同硼含量的硼鋼的力學性能和微觀組織進行了相關研究[28]。沈陽鑄造所對硼含量為0.5 wt%的硼鑄鋼也進行了相關的研究。西華大學在硼鋼的制備方法和熱處理工藝對材料力學性能和微觀組織影響等方面也進行了研究報道。

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過程中不能進行充分的粘結，因此Boral中的B4C含量宜控制在50 wt%以內。2004年，AAR制造公司為了提高Boral的性能，研制出新的生產工藝，將鋁粉在軋制過程中進行燒結，從而改善了芯體和包殼的粘結性。

實驗數(shù)據(jù)表明，若Boral面密度大于0.035 g/cm2，幾乎能夠達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B4C在Metamic中的含量低于25 wt%時，Metamic可以采用鋁工業(yè)上的焊接工藝標準進行焊接，而常用的焊接手段是氬弧焊。Reynolds金屬公司、EPRI及東北技術公司(Northeast technology corp)對Metamic進行質量鑒定實驗，結果表明該材料符合乏燃料貯存和運輸設備對其中子吸收性能的要求。B4C含量為31%的Metamic已經被美國核管會批準用作乏燃料濕法貯存設備材料，同時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計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重的界面反應，加入了含量為0.5 wt%～2.0 wt%的第二相鈦。據(jù)報道，6063Al- B4C和6351Al- B4C材料具有優(yōu)良的熱導性，能夠擠壓和軋制，同時還具有優(yōu)異的力學性能可使其用于結構材料，但B4C的含量應小于18 wt%。1100Al-B4C通常不能用作結構材料，B4C的含量可以達到28%。國內對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特征進行了較為深入的研究[33]。東北大學的彭可武等[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 ℃的化學反應和相組成。近年來，B4C/Al作為中子吸收材料用于乏燃料貯存和運輸?shù)难芯吭趪鴥鹊膸讉€科研院所已取得初步的研究成果，但相關研究論文或系統(tǒng)的報道相對較少。

6 展望

隨著國防科研、原子能工業(yè)以及放射醫(yī)學的飛速發(fā)展，尤其是隨著科學技術的進步，核工業(yè)應用領域日益擴大，對核屏蔽材料的性能要求將會越來越高，如防多種射線的綜合式屏蔽材料。具有體積小、強度高、質量輕及可組合焊接的結構/功能一體化屏蔽材料均已成為核能應用領域競相發(fā)展的重要課題。因此，開發(fā)高強、輕質、具備多功能的核防護屏蔽材料將是未來進一步研究的重要方向，而核能領域對屏蔽材料的苛刻要求將成為推動這一發(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

煙臺市重大科技發(fā)展計劃項目(項目編號：2013JH020)。

高曉菊(1983-)，高級工程師；主要從事陶瓷基復合材料方向的研究。

TL344

A

1002-2872(2016)11-0015-08