我国有了自己的核燃料贮存和运输材料

　　记者从中科院金属研究所获悉,国家科技重大专项及中核集团科技专项“龙舟-CNSC乏燃料运输容器研制”项目中原型样机日前通过验收。作为乏燃料运输容器关键材料国产化的重要环节,金属所研制的碳化硼增强铝（B4C/Al）中子吸收材料为容器全面国产化提供了重要支持。

　　B4C/Al中子吸收材料近年来在国外已替代传统的硼不锈钢等中子吸收材料大量应用于核燃料/乏燃料高密度贮存和运输。我国由于核电商业化较晚,中子吸收材料研发明显滞后,B4C/Al中子吸收材料长期依赖进口,严重制约了我国核电自主化与走出去的发展战略。

　　近年来,中科院金属所马宗义课题组与中国核电工程有限公司合作,在B4C/Al中子吸收材料制备、模拟环境服役性能考核以及全尺寸工程件研制等方面开展了攻关研究。攻克了大尺寸坯锭制备过程中界面调控难题,突破了高含量B4C/Al薄板的高效、高成品率轧制成型瓶颈,开发出适用于复合材料焊接的焊接工具与焊接工艺,打通了从材料研制到器件成型的全链条技术途径,为该材料的工程化应用奠定了坚实基础。现已研制出B4C含量为15—35wt%的系列中子吸收板材,并完成了加速腐蚀、高温老化、加速辐照及硼均匀性测试（中子吸收法）等实验考核,材料性能全面达到或（如耐腐蚀性等）明显优于国外同类产品。

　　同时,金属所针对全球首台高温气冷堆新燃料元件运输、贮存容器对中子吸收材料筒状结构的需求,在国内首次实现中子吸收材料的卷板操作和搅拌摩擦焊接,实现了中子吸收材料由板状结构向筒状结构的突破。目前华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程新燃料元件运输、贮存容器已正式进入批量生产阶段,金属所承接了该容器所有中子吸收板的供货任务。

　　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。