長期熱老化對鋁基碳化硼中子吸收材料性能的影響

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.上海核工程研究設計院有限公司，上海 200233)

長期熱老化對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.上海核工程研究設計院有限公司，上海 200233)

采用粉末冶金工藝制備的鋁基碳化硼中子吸收板，經過400 ℃、8 000 h長期加熱處理后，觀察了熱老化處理后樣品表面狀態(tài)，測試了厚度、密度、力學性能、B4C質量分數、10B同位素含量、10B面密度及微觀組織，并與熱老化處理前進行了對比，熱老化處理后樣品表面沒有出現裂紋、氣孔、鼓泡等現象，抗拉強度、延伸率略有增加，其他各項性能指標與熱老化處理前幾乎無變化。

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，對核燃料循環(huán)后端建設提出了迫切需求。中子吸收材料應用于核電領域，特別是在乏燃料貯存格架中，通過吸收乏燃料釋放的中子達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、無污染等特點。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用在核輻射防護領域[3-4]。應用在核輻射防護領域的鋁基碳化硼中子吸收材料需要具有良好的力學性能、熱穩(wěn)定性、耐腐蝕性能及耐輻照性能[5]。隨著核能源應用的快速發(fā)展，核電站乏燃料的貯存必將是一個嚴峻的問題，在鋁基碳化硼中子吸收材料使用前，為確保其在整個壽期內安全可靠地應用于乏燃料貯存格架，研究其經受長時間高溫熱老化后性能的變化是十分重要的。

1 試 驗

試驗用的鋁基碳化硼復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，試驗樣塊5件，試驗前對樣品表面進行噴丸處理。其中一件用于測試熱老化前各項性能，另外4件用于進行熱老化試驗，熱老化采用空氣氣氛高溫試驗箱進行，測試時間分別為：2 000 h、4 000 h、6 000 h和8 000 h。所測樣品經過熱老化后自然冷卻至室溫，進行表面觀察是否有裂紋、氣孔，鼓泡等缺陷產生，并測試厚度，然后取樣測試密度、力學性能、B4C質量分數、10B同位素含量、10B面密度及微觀組織。

2 試驗結果及分析

2.1 熱老化對樣品表面及厚度、密度的影響

鋁基碳化硼復合材料經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，隨著熱老化時間的加長，表面顏色變深。觀察表面無裂紋、氣孔、鼓泡等缺陷產生。測試熱老化前后樣品的厚度變化不大，仍可滿足產品使用工況要求。圖1顯示樣品經熱老化后不同位置厚度變化率，經過熱老化后樣品的厚度有增加趨勢，隨著時間的加長樣品厚度變化不大，基本都在0.5%范圍內，這么低的變化率也有可能是測量誤差導致的。

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，要求達到99.5%以上為合格。熱老化處理前樣品均在2.63以上，經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B4C質量分數、10B同位素含量的影響

表1為熱老化處理后樣品的B4C質量分數測試結果，樣品經400 ℃，8 000 h熱老化后采用化學法測試B4C質量分數，并與測試前對比，結果顯示，熱老化處理前后B4C質量分數為31.03%～31.33%之間，測試了10B同位素含量，處理前為20.135%，處理后為20.139%～20.166%，符合當初設定的指標。

鋁基碳化硼中子吸收材料是由于10B的中子吸收能力，通過觀察經長時間熱老化后樣品的B含量的發(fā)生，預測材料服役期間的使用效果，測試結果顯示10B沒有因為熱老化出現流失現象。

表1 B4C質量分數和10B同位素含量

2.3 熱老化對10B面密度的影響

分別采用化學法和中子衰減法測試了熱老化前后10B面密度的變化，化學法測試結果為0.036～0.037 g/cm2(圖3)，中子衰減法測試結果為0.036～0.040 g/cm2(圖4)。兩種方法均顯示樣品經長時間高溫熱老化后10B面密度沒有發(fā)生變化，這點也與上面測試的B4C質量分數及10B同位素沒有變化結果相一致。

圖3 熱老化前后10B面密度值(化學法)

圖4 熱老化前后10B面密度值(中子衰減法)

2.4 熱老化對力學性能的影響

分別測試熱老化前后樣品抗拉強度及延伸率的變化，判定該材料經長時間高溫后的變化，經8 000 h熱老化后，材料的抗拉強度和延伸率變化不大，略有增加的趨勢。

圖5 熱老化前后抗拉強度

2.5 熱老化對微觀組織的影響

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圍，沒有發(fā)生偏析、結團等現象。長時間高溫處理并未改變材料的內部組織。

3 結 論

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

(2)鋁基碳化硼中子吸收板經熱老化測試后，表面無裂紋、孔隙及鼓泡現象發(fā)生。

(3)研究了熱老化測試后中子吸收板厚度、密度、B4C質量分數、10B同位素含量、10B面密度、力學性能及微觀組織的變化。

(4)熱老化后板材的抗拉強度及延伸率略有增加，厚度、密度、B4C質量分數、10B同位素含量、10B面密度及微觀組織均無明顯變化。

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

[2] 曹仲文.高性能中子吸收材料—碳化硼[C]//中國化工學會.中國化工學會無機鹽學術年會論文集.張家界：2004：43-45.

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

[4] 李 剛，簡 敏，王美玲，等.反應堆乏燃料貯運用中子吸收材料的研究進展[J].材料導報，2011,25(7)：110-113.

[5] 姜圣階.動力堆核燃料后處理廠設計[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，教授級高工，從事難熔金屬材料及金屬基復合材料開發(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