轻水堆核电站乏燃料贮存格架及运输容器用硼铝材料介绍

发布时间：2018-03-11 14:23

  本文选题：硼铝材料　切入点：中子吸收材料　出处：《材料导报》2014年S2期 　论文类型：期刊论文

【摘要】：介绍了轻水堆核电站乏燃料贮存格架及运输容器用硼铝中子吸收材料的研究、开发和使用现状,主要包括铝/硼合金、铝/碳化硼合金、铝/碳化硼金属陶瓷和铝/碳化硼金属基复合材料,最后对这些已开发的硼铝中子吸收材料从材料性能、使用经验和经济学等方面做了综合的对比和分析,认为目前第三代核电站普遍使用的铝/碳化硼金属基复合材料虽然从理论和试验上认为可满足要求,但还需经过长期的实际使用验证,而我国也应当开发能够满足我国核能行业快速发展需求且具有自我知识产权的中子吸收材料。
[Abstract]:This paper introduces the research, development and application of boron aluminum neutron absorption materials for spent fuel storage lattices and transport containers in light water reactor nuclear power station, mainly including aluminum / boron alloy and aluminum / boron carbide alloy. Aluminum / boron carbide cermet and aluminum / boron carbide metal matrix composites are compared and analyzed in the aspects of material properties, application experience and economics. Considering that the aluminum / boron carbide metal matrix composites, which are widely used in the third generation nuclear power plants at present, although they are considered to meet the requirements in theory and experiment, still need to be verified in practical use for a long time, China should also develop neutron absorbing materials which can meet the rapid development needs of nuclear energy industry and have self-intellectual property rights.
【作者单位】： 中国核电工程有限公司;中国中原对外工程有限公司;
【分类号】：TL421;TM623

【相似文献】

相关期刊论文 前4条

1 李刚;简敏;王美玲;王贯春;刘晓珍;;反应堆乏燃料贮运用中子吸收材料的研究进展[J];材料导报;2011年13期

2 王傲松;李学军;谭经耀;;Al-B_4C中子吸收材料鉴定方法研究[J];金属功能材料;2014年01期

3 王美玲;李刚;陈乐;刘晓珍;孙长龙;刘云明;刘超红;;B_4C-Al中子吸收材料拉伸性能及断裂机理[J];原子能科学技术;2014年05期

4 ;[J];;年期

相关会议论文 前2条

1 李刚;王美玲;付道贵;;B_4C/Al中子吸收材料的力学性能及微观组织研究[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第4册（核材料分卷、同位素分离分卷、核化学与放射化学分卷）[C];2011年

2 王日中;胡毅;唐可超;;核反应堆用碳化硼材料研究进展[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第4册（核材料分卷、同位素分离分卷、核化学与放射化学分卷）[C];2011年

，

本文编号：1598554