CN105761773A - 乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法 - Google Patents
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Abstract
本发明提供的乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,通过上述方法制备的中子吸收材料碳化硼铝常温下延伸率为6~16%,优于现有的复合材料,制成中子吸收板材使用时,能耐受住碰撞或者热应力变形,不易断裂,从而提高贮存安全性能,其抗拉强度在110~230,能满足抗拉强度应用要求。
Description
技术领域
本发明涉及乏燃料的回收技术领域,具体涉及乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法
背景技术
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,通常是由核电站的核反应堆产生。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应,经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th,未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素,另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。这种燃料的铀含量降低,无法继续维持核反应,所以叫乏燃料。乏核燃料中包含有大量的放射性元素,因此具有放射性,如果不加以妥善处理,会严重影响环境与接触它们的人的健康。
核反应堆卸出的乏燃料具有极强的α、β、γ放射性,并伴有一定的中子发射率和热量放出。乏燃料从反应堆中卸出后需在乏燃料水池中贮存一段时间,以使短半衰期的放射性核素绝大部分衰变掉,并带走其衰变热。通常每台百万千瓦级核电机组每年可卸出25t乏燃料,按照我国核电发展速度,2010年我国积累的乏燃料达到1000t;按照我国核电发展的目标,2020年后预计每年将卸下超过千吨乏燃料。目前国内外大部分乏燃料的贮存方式采用“湿式”贮存,即将乏燃料存放于水池的格架上。除湿式贮存外,近20年来还开发了“干式”贮存,其中以容器贮存的应用较广泛,干式贮存容器兼有贮存和运输乏燃料的功能,但是干法贮存不利于乏燃料贮存过程中衰变热的导出。我国核电起步较晚,无法对乏燃料进行后处理,通常采用湿法贮存方式对乏燃料进行贮存。为了增加乏燃料设施的贮存容量,同时确保在密集贮存中乏燃料阵列有足够的安全裕量,以防止可能出现的意外事件,需在乏燃料贮存水池格架和贮运容器中设置固态中子吸收材料,例如硼或硼化物、钆、钐、镉、铪等具有高的热中子或超热中子吸收截面的金属单质、非金属单质、化合物、金属合金或复合材料等。反应堆乏燃料具有极强的放射性、毒性以及易发生临界事故危险等特点,因此乏燃料贮运用中子吸收材料在选材制备时需要在性能上满足中子吸收截面大、对热中子和超热中子都具有较高的吸收能力、中子活化截面小、熔点高、导热好、热膨胀系数小、使用时尺寸稳定并与格架、乏燃料组件等相容性好、强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照、生产工艺简单、易加工、成本低廉等。
发明内容
为解决上述技术问题,本发明提供了一种乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其目的是制造一种乏燃料贮运用中子吸收材料提升制得的中子吸收板材应用时的安全贮存性能。
一种乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其特征在于:
步骤一:碳化硼粉末制备,30℃的恒温炉中将三氧化二硼和竹炭微粉按照3:5的摩尔质量比进行配比,然后进行球磨粉碎得到复合体;然后将复合体在真空烧结炉中于1800℃加热6小时后冷却得到碳化硼粉末;
步骤二:冷压,将步骤一中获得的碳化硼粉末与金刚石颗粒混合后装入合金模具,用冷压机压制成生坯;
步骤三:压力烧结,将步骤二中获得的生坯使用中频烧结炉加热,开机,将功率调至120kw/h加热,加热时间为1小时35分钟,温度达到2200℃,保证120kw/h的功率,炉内温度达到2200℃时开始保温,每5分钟将功率下调10kw/h,保温时间为20分钟后分散成为颗粒,得到碳化硼颗粒;
步骤四:制备碳化硼铝复合材料,将步骤三中获得的碳化硼颗粒与铝混合;
步骤五:将步骤四中获得的物料放入真空压力设备中在1200℃先浸渗30分钟获得乏燃料贮运用中子吸收材料。
优选的,步骤四中按照质量比碳化硼颗粒:铝=3:7。
优选的,所述的步骤四中碳化硼铝复合材料还混合有镁、硅、钛元素
本发明提供的,其有益效果在于:通过上述方法制备的中子吸收材料碳化硼铝常温下延伸率为6~16%,优于现有的复合材料,制成中子吸收板材使用时,能耐受住碰撞或者热应力变形,不易断裂,从而提高贮存安全性能,其抗拉强度在110~230,能满足抗拉强度应用要求。本发明的新工艺制备的碳化硼铝元件硬度和致密度较高,适应海洋设备、高精度设备的需求,至少能达到94%的相对密度(RD)和至少2200㎏/㎜2的维氏硬度。在碳化硼铝掺入钛、镁元素使得复合材料除常温下力学性能较好之外,高温力学性能也较好,可进一步提升制得的中子吸收板材应用时的安全贮存性能。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍。
附图1为本发明中乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法的工艺流程图。
实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图,对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述。
一种乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其流程如图1所示
步骤一:碳化硼粉末制备,30℃的恒温炉中将三氧化二硼和竹炭微粉按照3:5的摩尔质量比进行配比,然后进行球磨粉碎得到复合体;然后将复合体在真空烧结炉中于1800℃加热6小时后冷却得到碳化硼粉末;
步骤二:冷压,将步骤一中获得的碳化硼粉末与金刚石颗粒混合后装入合金模具,用冷压机压制成生坯;
步骤三:压力烧结,使用中频烧结炉加热,开机,将功率调至120kw/h加热,加热时间为1小时35分钟,温度达到2200℃,中间过程中电压不稳,要随时调节,保证120kw/h的功率,炉内温度达到2200℃时开始保温,每5分钟将功率下调10kw/h,保温时间为20分钟后分散成为颗粒,得到碳化硼颗粒;
步骤四:制备碳化硼铝复合材料,将步骤三中获得的碳化硼颗粒与铝混合,按照质量比碳化硼颗粒:铝=3:7。
步骤五:将步骤四中获得的物料放入真空压力设备中在1200℃先浸渗30分钟,
本发明提供的乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其有益效果在于:通过上述方法制备的中子吸收材料碳化硼铝常温下延伸率为6~16%,优于现有的复合材料,制成中子吸收板材使用时,能耐受住碰撞或者热应力变形,不易断裂,从而提高贮存安全性能,其抗拉强度在110~230,能满足抗拉强度应用要求。本发明的新工艺制备的碳化硼铝元件硬度和致密度较高,适应海洋设备、高精度设备的需求,至少能达到94%的相对密度(RD)和至少2200㎏/㎜2的维氏硬度。在碳化硼铝掺入钛、镁元素使得复合材料除常温下力学性能较好之外,高温力学性能也较好,可进一步提升制得的中子吸收板材应用时的安全贮存性能。
本发明所公开的实施例的上述说明,使本领域专业技术人员能够实现或使用本发明。对这些实施例的多种修改对本领域的专业技术人员来说将是显而易见的,本文中所定义的一般原理可以在不脱离本发明的精神或范围的情况下,在其它实施例中实现。因此,本发明将不会被限制于本文所示的这些实施例,而是要符合与本文所公开的原理和新颖特点相一致的最宽的范围。。
Claims (3)
1.一种乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其特征在于:
步骤一:碳化硼粉末制备,30℃的恒温炉中将三氧化二硼和竹炭微粉按照3:5的摩尔质量比进行配比,然后进行球磨粉碎得到复合体;然后将复合体在真空烧结炉中于1800℃加热6小时后冷却得到碳化硼粉末;
步骤二:冷压,将步骤一中获得的碳化硼粉末与金刚石颗粒混合后装入合金模具,用冷压机压制成生坯;
步骤三:压力烧结,将步骤二中获得的生坯使用中频烧结炉加热,开机,将功率调至120kw/h加热,加热时间为1小时35分钟,温度达到2200℃,保证120kw/h的功率,炉内温度达到2200℃时开始保温,每5分钟将功率下调10kw/h,保温时间为20分钟后分散成为颗粒,得到碳化硼颗粒;
步骤四:制备碳化硼铝复合材料,将步骤三中获得的碳化硼颗粒与铝混合;
步骤五:将步骤四中获得的物料放入真空压力设备中在1200℃先浸渗30分钟获得乏燃料贮运用中子吸收材料。
2.根据权利要求1所述的一种乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其特征在于:
步骤四中按照质量比碳化硼颗粒:铝=3:7。
3.根据权利要求1或2所述的一种乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法,其特征在于:所述的步骤四中碳化硼铝复合材料还混合有镁、硅、钛元素。
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114672086A (zh) * | 2022-03-10 | 2022-06-28 | 中国核电工程有限公司 | 中子毒物贮槽材料及其制备方法、中子毒物贮槽 |
Citations (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5299621A (en) * | 1989-01-13 | 1994-04-05 | Lanxide Technology Company, Lp | Method of producing ceramic composite bodies |
JP2003137655A (ja) * | 2001-10-25 | 2003-05-14 | Denki Kagaku Kogyo Kk | 炭化硼素−窒化アルミニウム焼結体とその製造方法 |
CN101804980A (zh) * | 2010-03-18 | 2010-08-18 | 浙江大学 | 碳化硼微粉及其制备方法 |
CN102046564A (zh) * | 2008-05-16 | 2011-05-04 | 六号元素(产品)(控股)公司 | 碳化硼复合材料 |
CN102094132A (zh) * | 2010-12-28 | 2011-06-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | B4C-Al复合材料制备方法 |
CN102110484A (zh) * | 2009-12-25 | 2011-06-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种乏燃料贮运用B4C-Al中子吸收板的制备方法 |
CN102392148A (zh) * | 2011-08-05 | 2012-03-28 | 太原理工大学 | 一种铝基碳化硼中子吸收复合材料的制备方法 |
CN103643060A (zh) * | 2013-11-28 | 2014-03-19 | 中广核工程有限公司 | B4C/Al复合材料及其制备方法 |
WO2014207776A1 (en) * | 2013-06-27 | 2014-12-31 | Politecnico Di Torino | Method for producing aluminum matrix composites through pressureless infiltration |
CN104313400A (zh) * | 2014-10-20 | 2015-01-28 | 清华大学深圳研究生院 | 一种碳化硼铝基复合材料及中子吸收板 |
CN104946911A (zh) * | 2015-06-29 | 2015-09-30 | 哈尔滨工业大学 | 一种乏燃料贮存格架用高体积分数B4C/Al复合材料及其制备方法 |
-
2016
- 2016-03-07 CN CN201610129041.XA patent/CN105761773B/zh active Active
Patent Citations (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5299621A (en) * | 1989-01-13 | 1994-04-05 | Lanxide Technology Company, Lp | Method of producing ceramic composite bodies |
JP2003137655A (ja) * | 2001-10-25 | 2003-05-14 | Denki Kagaku Kogyo Kk | 炭化硼素−窒化アルミニウム焼結体とその製造方法 |
CN102046564A (zh) * | 2008-05-16 | 2011-05-04 | 六号元素(产品)(控股)公司 | 碳化硼复合材料 |
CN102110484A (zh) * | 2009-12-25 | 2011-06-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种乏燃料贮运用B4C-Al中子吸收板的制备方法 |
CN101804980A (zh) * | 2010-03-18 | 2010-08-18 | 浙江大学 | 碳化硼微粉及其制备方法 |
CN102094132A (zh) * | 2010-12-28 | 2011-06-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | B4C-Al复合材料制备方法 |
CN102392148A (zh) * | 2011-08-05 | 2012-03-28 | 太原理工大学 | 一种铝基碳化硼中子吸收复合材料的制备方法 |
WO2014207776A1 (en) * | 2013-06-27 | 2014-12-31 | Politecnico Di Torino | Method for producing aluminum matrix composites through pressureless infiltration |
CN103643060A (zh) * | 2013-11-28 | 2014-03-19 | 中广核工程有限公司 | B4C/Al复合材料及其制备方法 |
CN104313400A (zh) * | 2014-10-20 | 2015-01-28 | 清华大学深圳研究生院 | 一种碳化硼铝基复合材料及中子吸收板 |
CN104946911A (zh) * | 2015-06-29 | 2015-09-30 | 哈尔滨工业大学 | 一种乏燃料贮存格架用高体积分数B4C/Al复合材料及其制备方法 |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114672086A (zh) * | 2022-03-10 | 2022-06-28 | 中国核电工程有限公司 | 中子毒物贮槽材料及其制备方法、中子毒物贮槽 |
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