反应堆乏燃料贮运用中子吸收材料的研究进展

高露露、郑佑

摘要：针对我国乏燃料贮存中子吸收材料的需求，本文介绍了国内外乏燃料贮存中子吸收材料的特点、研究和应用。国外自利用核能开始就对乏燃料贮运中子吸收材料进行了一系列研究，但由于我核电商业化应用较晚，致使国内对中子吸收材料的研究相对较慢。目前我国还需要从国外购进部分的中子吸收材料。本工作重点研究了含硼中子吸收材料的制备工艺、性能及存在的问题。并且,还介绍了目前在中国开始应用的不锈钢包覆金属镉中子吸附材料,还有目前外国开始研发的掺钆合金中子吸附材料。

关键词：乏燃料；特点；中子吸收材料

引言

原子核裂变反应中堆放出的α、β、γ的辐射性伴随着中子发射率以恒定的能量放出,因此必须在乏燃料池中贮存一定时间,从而使大多数短半衰期的放射性核素衰变,并使其衰变热被带走。目前,我国国内主要采用"湿式"贮存方法储藏乏燃料,即将其贮存于乏燃料水池中。此外，除了湿式贮存,"干式"贮存在过去20年也得到了发展。其中,容器储存使用范围最广阔,其不但具有贮存乏燃料的功用,还有助于进行乏燃料的储运，而使其应用广阔的主要原因是固体中子吸收材料的应用。在乏燃料储存过程中,中子吸收材料起到了关键的作用。固体中子吸收材料一般安装于乏燃料贮存水池格架和储存容器内。其在增加乏燃料设备储存能量的同时,还要确保在整个密集储存过程中乏燃料部件都有充分的安全裕量,以防止潜在事故的发生。

1.乏燃料贮运用中子吸收材料的特点

中子吸附材料,是将金属或非金属的物质或有高热中子和超热中子吸收截面的物质溶解于金属材料中,并弥散于金属材料机体内或在有机高分子中所产生的合金、复合材料以及有机高分子材料。这种中子吸收材料,主要包括有中高吸收截面的硼、镉、银、铟、铪、铕、钆、镝等微量元素。虽然铪是一种优良的中子吸收材料，但它稀有且昂贵。常将银、铟和镉用作控制棒，但不用作乏燃料的中子吸收材料。对于铕、钆、镝等稀土元素，被用于γ-中子吸收材料时，转化产物半衰期较长，放射性高，但稀土元素价值也相应较高。所以,中子吸收材料在作为乏燃料贮藏和储运过程中,需要具备较大的中子吸收截面,对能量较高的热中子和超热中子具有较强的吸收能力,同时还有比较小的中子活化截面。要具备融点高、导热性好、热膨胀系数小、尺寸稳定、与乏燃料格架和零件兼容性强、强度高、可塑性好、耐腐蚀、耐辐射、制作简单等优点，且工艺简单，成本低。综合考察了作为乏燃料贮藏和运送用的中子吸收材料的特点、核性能和成本等,最常见和研究较多的中子吸收材料多为以硼、镉和钆等作为主要中子吸收元素。

2.硼中子吸收材料

硼是一个自然资源丰富的微量元素,但硼在吸附中子后,仅形成软γ光子和易吸附的α粒子。所以,人们常常将加入硼的中子吸收材料,用作原子核裂变反应堆乏燃料贮运。

2.1硼钢

用作中子吸收材料的高硼钢,具有高强度、耐腐蚀、中子吸收优良等优点,由于硼在不锈钢金属材料中的溶解度比较少,所以掺入过多的硼就有机会分解为硼化物(Fe、Cr)₂B,从而产生的高温延展性能降低,且制造高硼钢很困难。由于硼的掺入,硼钢的可塑性和韧性大大降低,尤其是在高温硼钢中可加工性较差。硼钢的性能与热加工温度有很大关系，无论是在熔融状态还是在热轧状态。在温度1000～1180℃的范围内动力学特性良好,在温度高于1200℃时,其延展性也基本为零。这正是因为,析出的硼化物与奥氏体之间在1150～1225℃的高温范围内产生了一种低熔点共晶,共晶熔化引起了硼钢热脆化。且国外已经针对降低硼含量，降低因过量硼引起的材料脆性开展了研究，但是富集硼-10的成本相对较高。

2．2 B4C／Al中子吸收材料

B₄C／Al中子吸收材料是将B₄C分散在气态Al中组成的复合物，主要以板状形态于乏燃料水池以及燃料运输容器内。其生产方式主要有金属压铸法、粉末冶金法和金属浸渗加工法等。但是，综合商业制造的成本和工艺的复杂性，多采用金属铸造和粉末冶金法。在金属冶炼技术的制造过程中，界面反应严重，形成的界面产物容易结合成团块，致使硼的分布不均匀。此外，材料的力学性能可能会严重恶化，对材料的使用造成影响。因此在金属铸造操作中为了减少界面反应，可以增加少量金属钛。此外，粉末冶金技术和电火花或等离子烧结,也可有效降低界面反应产物。粉末冶金法生产的B₄C/Al中子吸收材料,按材料的密度可分成低密度B₄C/Al材料和高密度B₄C/Al材料。我国通过对B₄C／Al材料的研究，更加关注Al和B₄C在铸造过程中的润湿性和材料的界面反应特性。近年来，利用中子吸收材料进行乏燃料贮存的B₄C／A1材料的研究在国内各研究所也取得了初步成果，但具体的研究文献或报道较少。

2．3硼铝合金

硼在铝中的溶解度很低，只有有限的硼与铝合金化生成硼化物,提高了材料的脆性。也因为在硼铝合金中硼浓度较低,当用于乏燃料水池或贮运中子吸收材料时,硼-10面密度也相应较低。因此,当乏燃料水池格架以及容器中大量采用了天然硼,质量分数为4、厚度为0.5厘米、硼-10面密度为0.005g/cm的中子吸收材料时,就无法对核反应进行适当的临界调控。所以,就在乏燃料贮运中子吸收材料时所用的硼铝合金材料中大量加入了硼-10,以防止由于硼-10面密度高和硼添加过多而导致材料加工性能下降。

3.含镉、钆中子吸收材料

在镉的八种稳定同位素中只有Cd-113的热中子吸收截面较大（20000b）。因为镉成本低，易加工的特点，可以被用作中子吸收材料。当用作乏燃料贮运的中子吸收材料时，由于镉的强度和腐蚀性较低，必须进行某种涂层处理，且常用不锈钢包覆。由于镉具有高毒性且可能造成严重污染，这种情况下应注意高蒸气压和毒性。因此，我国核电站乏燃料池正在将镉用其他类型的中子吸收材料所替代。

因为天然钆中存在着二种极高截面的吸收同位素,所以是一类优秀的中子吸收材料。根据钆金属优异的中子吸收特性,美国爱达荷国家试验室研发了一套耐腐蚀的镍一铬一钼一钆合金中子吸收材料系统。镍-铬-钼-钆合金的生产工序分为冶炼、铸造、精炼和轧制。钆不锈钢合金也是另一项由美国能源部赞助研发的L2中子吸收材料。钆不溶于不锈钢及镍基金属,所以易在奥氏体晶界上生成含有钆的第二相共晶物质(Ni，Cr)₅Gd。热轧后会形成更严重的第二相,并引起各向异性。美国爱达荷国家试验室,深入研究了钆合金的热力学性能、焊接特性、抗腐蚀强度,以及中子吸收行为。不过，这类中子吸收材料仍处于实验室试验准备阶段。此外，该材料原料成本高，不利于其在商业核电站乏燃料池中的应用。

结束语

由于中国核电的高速发展,大量乏燃料的安全贮存和运送已变成了一种无法避免的问题, 目前国外对B₄C/Al和硼钢的研究已经进行了很长时间，且研究仍在继续，这二类的金属材料现已成功地广泛应用为乏燃料贮存和运用的中子吸收材料,但通常并不会将金属镉材质作为乏能源贮运的中子吸收材料,而各种金属镍-铬-钼-钆合金则仍处在研发的初级阶段,原材料生产成本也较高。基于国外经验,我国还可对B₄C/Al和硼钢二种中子吸收材质开展更进一步的深入研究。在B₄C/Al中子吸收材料的研发中,不但要深入研究材质的制造工艺技术与特性,还应该充分考虑材质在整体核工厂寿期中控制乏燃料临界的安全性, 耐腐蚀、抗辐射的能力,以及材料应用过程中的老化问题等因素。关于硼钢,除了需要对硼钢的制造工艺、后热加工工艺和焊接工艺加以探讨外,还需要进一步深入研究硼钢的制造过程与热处理技术工艺,对材料力学特性与后加热特性之间的影响,以及焊缝工艺的选择,及焊接韧性和远离后加热影响区的合金韧性之间的关系。随着中国核能的迅速发展, 我国科研人员和工程师有必要借鉴外国成果，促进对我国在乏燃料贮运用中子吸收材料方面的进一步研究。

参考文献

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