劉桂榮，陳 錦，石 悠，蔡 靜，王鐵軍，董 帝

(1.安泰科技股份有限公司，北京 100094)(2.安泰核原新材料科技有限公司，北京100094)(3.上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司，上海 200233)

長(zhǎng)期熱老化對(duì)鋁基碳化硼中子吸收材料性能的影響

劉桂榮1，陳 錦2，石 悠3，蔡 靜2，王鐵軍1，董 帝1

(1.安泰科技股份有限公司，北京 100094)(2.安泰核原新材料科技有限公司，北京100094)(3.上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司，上海 200233)

采用粉末冶金工藝制備的鋁基碳化硼中子吸收板，經(jīng)過(guò)400 ℃、8 000 h長(zhǎng)期加熱處理后，觀察了熱老化處理后樣品表面狀態(tài)，測(cè)試了厚度、密度、力學(xué)性能、B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)、10B同位素含量、10B面密度及微觀組織，并與熱老化處理前進(jìn)行了對(duì)比，熱老化處理后樣品表面沒(méi)有出現(xiàn)裂紋、氣孔、鼓泡等現(xiàn)象，抗拉強(qiáng)度、延伸率略有增加，其他各項(xiàng)性能指標(biāo)與熱老化處理前幾乎無(wú)變化。

Al/B4C中子吸收材料;熱老化

0 引 言

隨著核能的持續(xù)發(fā)展，對(duì)核燃料循環(huán)后端建設(shè)提出了迫切需求。中子吸收材料應(yīng)用于核電領(lǐng)域，特別是在乏燃料貯存格架中，通過(guò)吸收乏燃料釋放的中子達(dá)到核臨界控制的效果[1]。研究表明，10B具有較高的中子吸收能力，其中子俘獲截面大[2]，碳化硼具有硬度高、密度輕、硼含量高、無(wú)污染等特點(diǎn)。鋁合金密度在2.7 g/cm3左右，與碳化硼密度差小，具有良好的力學(xué)性能，采用鋁合金及碳化硼制備的鋁基碳化硼中子吸收材料具有良好的中子吸收性能被廣泛應(yīng)用在核輻射防護(hù)領(lǐng)域[3-4]。應(yīng)用在核輻射防護(hù)領(lǐng)域的鋁基碳化硼中子吸收材料需要具有良好的力學(xué)性能、熱穩(wěn)定性、耐腐蝕性能及耐輻照性能[5]。隨著核能源應(yīng)用的快速發(fā)展，核電站乏燃料的貯存必將是一個(gè)嚴(yán)峻的問(wèn)題，在鋁基碳化硼中子吸收材料使用前，為確保其在整個(gè)壽期內(nèi)安全可靠地應(yīng)用于乏燃料貯存格架，研究其經(jīng)受長(zhǎng)時(shí)間高溫?zé)崂匣笮阅艿淖兓鞘种匾摹?/p>

1 試 驗(yàn)

試驗(yàn)用的鋁基碳化硼復(fù)合材料采用粉末冶金工藝制備，鋁合金基體為6061鋁合金，碳化硼為核級(jí)碳化硼粉末，碳化硼重量百分比為31%。采用水切割方法切割，試驗(yàn)樣塊5件，試驗(yàn)前對(duì)樣品表面進(jìn)行噴丸處理。其中一件用于測(cè)試熱老化前各項(xiàng)性能，另外4件用于進(jìn)行熱老化試驗(yàn)，熱老化采用空氣氣氛高溫試驗(yàn)箱進(jìn)行，測(cè)試時(shí)間分別為：2 000 h、4 000 h、6 000 h和8 000 h。所測(cè)樣品經(jīng)過(guò)熱老化后自然冷卻至室溫，進(jìn)行表面觀察是否有裂紋、氣孔，鼓泡等缺陷產(chǎn)生，并測(cè)試厚度，然后取樣測(cè)試密度、力學(xué)性能、B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)、10B同位素含量、10B面密度及微觀組織。

2 試驗(yàn)結(jié)果及分析

2.1 熱老化對(duì)樣品表面及厚度、密度的影響

鋁基碳化硼復(fù)合材料經(jīng)2 000 h、4 000 h、6 000 h、8 000 h熱老化后，樣品表面顏色呈灰色到暗灰色，隨著熱老化時(shí)間的加長(zhǎng)，表面顏色變深。觀察表面無(wú)裂紋、氣孔、鼓泡等缺陷產(chǎn)生。測(cè)試熱老化前后樣品的厚度變化不大，仍可滿(mǎn)足產(chǎn)品使用工況要求。圖1顯示樣品經(jīng)熱老化后不同位置厚度變化率，經(jīng)過(guò)熱老化后樣品的厚度有增加趨勢(shì)，隨著時(shí)間的加長(zhǎng)樣品厚度變化不大，基本都在0.5%范圍內(nèi)，這么低的變化率也有可能是測(cè)量誤差導(dǎo)致的。

圖2是熱老化處理后樣品密度值，樣品理論密度為2.642 g/cm3，要求達(dá)到99.5%以上為合格。熱老化處理前樣品均在2.63以上，經(jīng)2 000～8 000 h熱老化后樣品的密度均在2.63～2.64之間，與熱老化處理前變化不大。

圖1 熱老化后厚度變化率

圖2 熱老化后密度

2.2 熱老化對(duì)B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)、10B同位素含量的影響

表1為熱老化處理后樣品的B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)測(cè)試結(jié)果，樣品經(jīng)400 ℃，8 000 h熱老化后采用化學(xué)法測(cè)試B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)，并與測(cè)試前對(duì)比，結(jié)果顯示，熱老化處理前后B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)為31.03%～31.33%之間，測(cè)試了10B同位素含量，處理前為20.135%，處理后為20.139%～20.166%，符合當(dāng)初設(shè)定的指標(biāo)。

鋁基碳化硼中子吸收材料是由于10B的中子吸收能力，通過(guò)觀察經(jīng)長(zhǎng)時(shí)間熱老化后樣品的B含量的發(fā)生，預(yù)測(cè)材料服役期間的使用效果，測(cè)試結(jié)果顯示10B沒(méi)有因?yàn)闊崂匣霈F(xiàn)流失現(xiàn)象。

表1 B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)和10B同位素含量

2.3 熱老化對(duì)10B面密度的影響

分別采用化學(xué)法和中子衰減法測(cè)試了熱老化前后10B面密度的變化，化學(xué)法測(cè)試結(jié)果為0.036～0.037 g/cm2(圖3)，中子衰減法測(cè)試結(jié)果為0.036～0.040 g/cm2(圖4)。兩種方法均顯示樣品經(jīng)長(zhǎng)時(shí)間高溫?zé)崂匣?0B面密度沒(méi)有發(fā)生變化，這點(diǎn)也與上面測(cè)試的B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)及10B同位素沒(méi)有變化結(jié)果相一致。

圖3 熱老化前后10B面密度值(化學(xué)法)

圖4 熱老化前后10B面密度值(中子衰減法)

2.4 熱老化對(duì)力學(xué)性能的影響

分別測(cè)試熱老化前后樣品抗拉強(qiáng)度及延伸率的變化，判定該材料經(jīng)長(zhǎng)時(shí)間高溫后的變化，經(jīng)8 000 h熱老化后，材料的抗拉強(qiáng)度和延伸率變化不大，略有增加的趨勢(shì)。

圖5 熱老化前后抗拉強(qiáng)度

2.5 熱老化對(duì)微觀組織的影響

分別觀察了熱老化處理前后微觀組織的變化，熱老化前后碳化硼顆粒均勻地分散在鋁合金基體周?chē)瑳](méi)有發(fā)生偏析、結(jié)團(tuán)等現(xiàn)象。長(zhǎng)時(shí)間高溫處理并未改變材料的內(nèi)部組織。

3 結(jié) 論

(1)針對(duì)粉末冶金工藝制備的鋁基碳化硼中子吸收板進(jìn)行了400 ℃、8 000 h長(zhǎng)周期熱老化測(cè)試研究。

(2)鋁基碳化硼中子吸收板經(jīng)熱老化測(cè)試后，表面無(wú)裂紋、孔隙及鼓泡現(xiàn)象發(fā)生。

(3)研究了熱老化測(cè)試后中子吸收板厚度、密度、B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)、10B同位素含量、10B面密度、力學(xué)性能及微觀組織的變化。

(4)熱老化后板材的抗拉強(qiáng)度及延伸率略有增加，厚度、密度、B4C質(zhì)量分?jǐn)?shù)、10B同位素含量、10B面密度及微觀組織均無(wú)明顯變化。

[1] 楊文鋒，劉 穎，楊 林，等.核輻射疲敝材料的研究進(jìn)展[J].材料導(dǎo)報(bào)，2007，21(5)：82-85.

[2] 曹仲文.高性能中子吸收材料—碳化硼[C]//中國(guó)化工學(xué)會(huì).中國(guó)化工學(xué)會(huì)無(wú)機(jī)鹽學(xué)術(shù)年會(huì)論文集.張家界：2004：43-45.

[3] 石建敏，雷家榮，張 玲，等.Al-B4C 復(fù)合材料腐蝕行為研究[J].原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44(S1):159-165.

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[5] 姜圣階.動(dòng)力堆核燃料后處理廠(chǎng)設(shè)計(jì)[M].北京:原子能出版社,1996：54-62.

THEEFFECTOFLONGTERMELEVATEDTEMPERATUREONMECHANICALPROPERTIESOFAL/B4CNEUTRONABSORBERMATERIALS

LIU Gui-Rong1, CHEN Jin2, SHI You3, CAI Jing2, WANG Tie-Jun1，DONG Di1

(1.Advanced Technology & Materials Co., Ltd., Beijing 100094,China)(2.Antai-heyuan Nuclear Energy Technology & Materials Co.,Ltd., Beijing 100094,China)(3.Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233,China)

Al/B4C neutron absorber materials were subjected to elevated temperature testing at 400 ℃ in an air atmosphere for 8 000 hours.The thickness, density, mechanical properties, B4C composition, boron-10 content, boron-10 areal density and microstructure were studied.The results showed that after the long term elevated temperature the coupons had no crack, pore, bubble.There was a slightly increase in tensile strength and elongation.There had no change of density, B4C composition, boron-10 content, boron-10 areal density and microstructure.

Al/B4C neutron absorber materials, long term elevated temperature

2017-09-07；

2017-10-09

劉桂榮(1970—)女，博士，教授級(jí)高工，從事難熔金屬材料及金屬基復(fù)合材料開(kāi)發(fā)研究。E-mail：liugr@atmcn.com

10.13384/j.cnki.cmi.1006-2602.2017.06.010

TG146.2+1

A

1006-2602(2017)06-0047-03