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中国核燃料贮存和运输材料实现国产化

2019-2-7 19:56| 发布者: admin| 查看: 77| 评论: 0|原作者: admin

摘要: 中新网沈阳2月7日电 (记者 朱明宇)中国科学院金属研究所7日发布消息称,国家科技重大专项及中核集团科技专项“龙舟-CNSC乏燃料运输容

  中新网沈阳2月7日电 (记者 朱明宇)中国科学院金属研究所7日发布消息称,国家科技重大专项及中核集团科技专项“龙舟-CNSC乏燃料运输容器研制”项目原型样机通过验收,这意味着中国核燃料贮存和运输材料实现国产化。
  乏燃料又称辐照核燃料,是经受过辐射照射、使用过的核燃料,通常由核电站的核反应堆产生。中科院金属研究所研制的碳化硼增强铝(B4C/Al)中子吸收材料为乏燃料运输容器全面国产化提供了重要支持。
  据中科院金属研究所相关负责人介绍,近年来,B4C/Al中子吸收材料在海外已替代硼不锈钢等材料大量应用于核燃料和乏燃料的高密度贮存和运输。中国由于核电商业化开展较晚,中子吸收材料研发明显滞后,导致吸收材料长期依赖进口,严重制约了中国核电自主化与走出去的发展战略。
  在这种情况下,该所马宗义等科研人员与中国核电工程有限公司合作,在吸收材料的制备、模拟环境服役性能考核、全尺寸工程件研制等方面开展研究。相继攻克了大尺寸坯锭制备过程中界面调控、高含量B4C/Al薄板的高效和高成品率轧制成型等难题,开发出适用于复合材料焊接的工具和工艺,研发出从材料研制到器件成型的技术途径,为该材料的国产工程化应用奠定了基础。

中国核燃料贮存和运输材料实现国产化,图为龙舟-CNSC乏燃料运输容器用碳化硼铝中子吸收板。 钟欣 摄
  经加速腐蚀、高温老化、加速辐照及硼均匀性测试(中子吸收法)等实验考核测试,中国自主研发的系列中子吸收板材性能已全面达到国外同类产品水平,并且耐腐蚀性等性能方面还明显占优。
  据了解,针对全球首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求,该所科研人员还在中国首次实现了中子吸收材料的卷板操作和搅拌摩擦焊接,实现了中子吸收材料由板状结构向筒状结构的突破。
  目前,华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程新燃料元件运输、贮存容器已正式进入批量生产阶段,由该所承接容器中子吸收板的供货任务。(完)


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