碳化硼材料在核反应堆中的应用研究

      碳化硼具有较高的中子吸收能力，其中子俘获截面高，俘获能谱宽，10B的热截面高达347×10-24cm2，仅次于钆、钐、镉等少数几种元素。同时相对于纯元素B和Gd而言，B4C造价低，不产生放射性同位素，二次射线能量低，而且耐腐蚀，热稳定性好。因此在核反应堆用材料中越来越受到青睐。

      一、碳化硼材料在核反应堆中的应用

      碳化硼材料的中子吸收性能主要依靠碳化硼10B含量。在核反应堆中，目前主要有以下几种应用方式:

      (1) 将碳化硼与石墨粉混合熔炼、制作成硼碳砖，用于反应堆外部，防止放射性物质外泄；

      (2) 将碳化硼粉高温压制成制品，用于反应堆中心，做反应堆控制棒，控制反应堆反应速度；

      (3) 将碳化硼粉高温压制成制品，用于反应堆第二层防护，做反应堆屏蔽材料，吸收放射性物质等；

      (4) 采用常压烧结工艺，将碳化硼粉末烧结成块状，用于反应堆的屏蔽材料。我国现已在高温气冷堆和快中子增殖反应堆中应用了碳化硼材料。

      二、碳化硼材料发展与展望

      加快核电发展，是国家的重要决策和能源发展战略。研究和探讨碳化硼材料在核电发展中的应用，使其更好地发挥其特有的性能,是碳化硼行业科研人员的重要职责，合理、科学地使用碳化硼材料，使其在以下几个方面得到广泛应用。

      1、在保证核电站持久安全运行方面的应用

      利用碳化硼所具有的屏蔽功能，在核反应堆的第四道屏障安全壳中，采用碳化硼和石墨混合后的材料部分替代原有反应堆厂房中的钢筋混凝土构筑物，防止放射性物质进行环境。此技术在北京昌平高温堆商用示范核电站中已得到应用。

      2、在提高铀资源持续经济供应水平中的应用

      铀资源是一种稀缺资源，在地壳中含量仅为四百万分之一。天然铀由3种同位素构成：除了0.71%的铀235，微量铀234外，其余全是铀238(99.2%)。中国实验快堆，作为一种当今世界上先进的增殖堆型，使铀资源得到了持续经济的应用。快堆在铀-235参与反应时，分裂出高速中子，使其周围的铀-238变成铀-239，铀-239不稳定快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239能发生与铀-235相似的裂变反应，而由铀生产钚的比例为1:0.7～1.5，从而实现了铀的增殖。高温堆作为一种先进的反应堆型其堆功率转换成发电功率可以达到40%～45%，而其它反应堆是30%左右，从而也提高了铀资源的利用率。以上两种先进堆型，是我国即定的核能发展技术路线的必经之路。

      3、在确保核废物的处理和处置的安全中的应用

      安全、有效地处理和处置乏燃料及其核废料对核电可持续发展至关重要。放射性材料在核设施运行和设备奴役的过程中逐渐积累。

      这些材料无论是在经济上还是在技术上都没有继续使用或回收的价值，因此被分类为放射性废物。

      整备是将废物储存在或处置前的最后一个步骤，用于废物减容的专用技术可有助于减少对储存空间的需要，并且将废物在中间储存或最终处置时的储存成本降至最低。而国际上先进的乏燃料储存系统中，即采用了碳化硼材料作为屏蔽模块，而达到了国际原子能机构乏燃料的临时贮存最少50年的设计寿命的要求。

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      通过以上3点，可以预测到，随着世界范围内核能的持续稳定发展特别是我国核能战略的加快实施，碳化硼作为一种广泛被接受的屏蔽和控制材料，将会在核反应堆中得到很好地应用，其前景会愈来愈广阔。

      根据国家发改委制定的我国核电能源建设的总体目标和世界能源发展战略,核工业用碳化硼材料以其性能优越，价格低廉等优点越来越受到核工业的青睐,应用范围在不断扩大。因此，核反应堆用碳化硼材料是一项长期的、稳定的发展方向，有助于核反应堆的国产化发展和促进核工业产品的出口，对我国大力推进的核能建设将起到很好的促进作用。