湖南优势铝碳化硼结构设计

长期以来，作为乏燃料储存运输关键的B4C/Al中子吸收材料被少数发达国家垄断，我国长期依赖进口，严重制约了我国核电自主化与走出去的发展战略。2017年，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”项目成果——大型乏燃料运输容器原型样机通过验收，并具备了批量化生产能力。这是我国乏燃料运输史上具有里程碑意义的事件。而其中的关键材料，正是中科院金属所研制的B4C/Al中子吸收材料，这一材料的国产化将为我国核电事业的发展和B4C/Al更***的应用提供重要支持。

杭州陶飞仑生产的铝碳化硼复合材料中碳化硼含量高达75%。湖南优势铝碳化硼结构设计

由于粉料在加热加压进行时处于热塑性状态，所以有利于颗粒扩散和传质过程的进行，能有效降低烧结温度，减少烧结时间，因而可获得致密度高、气孔小而少、晶粒细小和力学性能良好的碳化硼陶瓷制品。通常热压烧结条件为：真空或惰性气氛压力20～40MPa，温度2200～2300 ℃，保温时间0.5～2h。碳化硼是共价键很强的化合物，在高温下烧结扩散速率慢，物质流动发生较少，使其致密化过程非常困难。在热压烧结过程具有中致密化的三种连续机制。天津优势铝碳化硼一体化杭州陶飞仑可生产大尺寸铝碳化硼复合材料，材料致密度高。

一、核反应堆工作原理目前的核电站产生热能的原理和**的原理是一样的，都是靠核裂变产生能量，根据爱因斯坦的质能方程：E=MC2将质量转变为能量。其主要过程为：含铀的核原料发生裂变产生的热量经水或者熔盐或氦气通过热交换器传给液态水，液态水加热后转化为具有一定压力的水蒸汽，水蒸气推动蒸汽轮机工作产生电送到千家万户。

一、中子吸收材料

在核反应堆堆芯组件中，中子吸收材料是*次于燃料元件的重要功能元件，其主要作用是：（1）通过棒的移动或浓度变化实现对反应堆的控制，对核反应随时进行补偿和调节；（2）对核反应起屏蔽防护作用。

我司工艺方法可制备碳化硼含量高达75%的铝碳化硼，极大地提高了中子防护能力，属国内*有的，行业内粉末冶金法制备的铝碳化硼体分≤50%。

目前，行业内铝碳化硼适用华龙一号，三代及二代核电，满足AP1000、CAP1000、CAP1400堆型核电站对产品的要求。

铝碳化硼具有的材料特性包括：轻质、耐磨热中子吸收截面高吸收中子的能量范围宽。

杭州陶飞仑新材料有限公司生产铝碳化硼的工艺流程包括：碳化硼预制件成型、烧结、机加、浸渗、机加、检验、入库。

杭州陶飞仑生产铝碳化硼致密度高，**的提高了中子防护能力。

乌克兰核电公司总经理YuryNedashkovsky确认美国Holtec公司准备在乌克兰切尔诺贝利核电站建造乏燃料**贮存设施（CSFSF）。从5月1日到10日，Nedashkovsky带领乌克兰核电站运行人员团队参观访问了Holtec公司在美国匹兹堡（宾夕法尼亚州）、奥尔维尔（俄亥俄州）以及卡姆登（新泽西州）建造的核电站。CSFSF为干燥贮存设施，乏燃料储存在双壁不锈钢罐内。有了此设施，乌克兰就不再需要每年花费2亿美元通过俄罗斯来运输并再处理乏燃料了 。碳化硼（boron carbide）陶瓷颗粒是一种极具性价比的增强颗粒，其硬度与耐磨性*次于金刚石。福建通用铝碳化硼价格多少

基于B4C/Al较低的热膨胀系数，较高的疲劳极限和良好的抗冲击能力。湖南优势铝碳化硼结构设计

当被***射中后，防弹陶瓷经历了三个过程：（1）初始撞击阶段：弹丸撞击陶瓷表面，使弹头变钝，在陶瓷表面粉碎形成细小且坚硬的碎块区的过程中吸收能量；（2）侵蚀阶段：变钝的弹丸继续侵蚀碎块区，形成连续的陶瓷碎片层；（3）变形、裂缝和断裂阶段：***陶瓷中产生张应力使陶瓷碎裂，随后背板变形，剩余的能量全部由背板材料的变形所吸收。弹丸撞击陶瓷的过程中，弹丸和陶瓷均受到破坏。通俗来讲，防弹陶瓷要足够“硬”，能在撞击过程中破坏弹体，防弹陶瓷还需要足够“韧”，能在撞击过程中释放应力吸收能量，由于陶瓷是脆的，所以这个“韧”指的不是产生塑性变形的韧性，而是断裂韧性。湖南优势铝碳化硼结构设计

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