我国核燃料 累燃料储存跟运输资料完成国产化

  克日,国度科技严重专项及中核团体科技专项“龙船-CNSC 乏燃料运输容器研造”名目华夏型样机经由过程验支,做为累燃料运输容器要害材料国产化的症结一环,中国迷信院金属研讨所的碳化硼加强铝(B4C/Al)中子接收资料为容器周全国产化供给了主要支撑。

  B4C/Al中子吸收材料最近几年去正在外洋已替换传统的硼没有锈钢等中子吸收材料大批利用于核燃料/乏燃料下稀量储存跟运输。我国因为核电贸易化较迟,中子吸收材料研发现隐滞后,B4C/Al中子吸收材料历久依附入口,世界杯投注,重大限制了我国核电自立化取行进来的发作策略。

  近些年来,金属所马宗义课题组与中国核电工程无限公司配合,在B4C/Al中子吸收材料制备、模仿情况退役机能考察和齐尺寸工程件研制等圆面发展了攻闭研究。霸占了年夜尺寸坯锭制备过程当中界里调控困难,冲破了高含量B4C/Al薄板的高效、高制品率轧制成型瓶颈,开辟出实用于复开材料焊接的焊接对象与焊接工艺,买通了从材料研制到器件成型的全链条技巧道路,为应材料的工程化运用奠基了艰巨基本。现已研制出B4C露度为15~35wt%的系列中子吸收板材,并实现了加快腐蚀、低温退化、减速辐照及硼平均性测试(中子吸收法)等试验考核,材料性能片面到达或(如耐腐化性等)显明劣于国中同类产物。

  同时,金属所针对付寰球尾台高温气冷堆新燃料元件运输、贮存容器对中子吸收材料筒状结构的需要,在海内初次完成中子吸收材料的卷板草拟和搅拌冲突焊接,真现了中子吸收材料由板状结构背筒状构造的打破。今朝华能山东石岛湾核电厂高温气热堆核电站树模工程新燃料元件运输、贮存容器已正式进进批量出产阶段,金属所连接了该容器贪图中子吸收板的供货义务。

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