中子吸收用B4C/6061Al复合材料在硼酸水溶液中的腐蚀行为

对B4C/6061Al复合材料分别进行酸洗、阳极化和喷丸处理,研究了其在硼酸水溶液(90℃)中的均匀腐蚀、缝隙腐蚀和包覆腐蚀行为。结果表明:酸洗、阳极化、喷丸处理试样腐蚀不同时间后的质量、厚度、密度均变化不大;阳极化和喷丸处理试样均匀腐蚀后未呈现明显腐蚀现象,酸洗处理复合材料表面颜色随腐蚀时间延长而加深;缝隙腐蚀后,不同表面处理试样非模拟缝隙腐蚀区表面状态良好,而模拟缝隙腐蚀区的腐蚀程度较为严重;包覆腐蚀后,不同表面处理试样均发生局部腐蚀,生成了絮状的铝氧化物,阳极化处理试样的阳极化膜局部脱落。

B4C/6061Al复合材料中子吸收板在高温和装卸料模拟工况下的老化行为

对B4C质量分数分别为26%和31%的B4C/6061铝合金(6061Al)复合材料中子吸收板在高温(400℃)和装卸料模拟工况(硼酸水浸泡→去离子水清洗→高温干式运输过程)下进行老化试验,通过拉伸性能、尺寸、质量、密度等变化分析了其老化行为。结果表明:2种复合材料中子吸收板在高温老化过程中的性能稳定,尺寸、质量、密度、B4C含量及10B面密度均无明显变化,高温老化后375℃及室温拉伸性能随老化时间的延长未发生明显变化;模拟工况试验后矩形试样表面无明显的局部腐蚀现象,包覆试样表面局部腐蚀形成氧化膜,试验前后试样的厚度、质量、密度和10B面密度无明显变化。

高含量B4C/Al6061复合材料微弧氧化机制及耐腐蚀性

用微弧氧化技术对30%B4C/6061Al复合材料进行了表面改性处理,探索了该材料的微弧氧化机制、表面反应产物和形貌。结果表明：B4C/6061Al复合材料表面生成了一层灰白色的Al2O3层,B4C陶瓷粉末颗粒与基体6061Al微间隙得到闭合,其腐蚀电流密度降低约三个数量级,耐蚀性能高于未做表面微弧氧化的复合材料。

B_4C/Al中子吸收材料的拉伸性能及断口特征

通过B4C/Al中子吸收材料在室温至350℃的拉伸试验,分析了该材料的拉伸断裂主要影响因素,阐述了B4C颗粒粒度对拉伸断裂的影响。结果表明,温度对B4C/Al材料拉伸性能有明显影响,该中子吸收材料是低塑性材料,但与国外同类材料相比拉伸性能优良;大颗粒B4C与基体的协调变形能力差,拉应力下B4C和基体铝界面易产生剪切应力,使其与基体脱离开;B4C/Al材料在拉伸过程中,裂纹首先在大颗粒B4C与Al基体的界面处产生。

轧制态B_(4)C铝基中子吸收板微观组织演变与力学性能

碳化硼(B_(4)C)中B的同位素10B具有大的热中子吸收截面,将B_(4)C颗粒添加到铝合金中,制备成的B_(4)C/Al基复合材料在核电站中子屏蔽领域具有广泛的应用前景。采用真空热压后多道次轧制方法制备了颗粒含量为30wt.%B_(4)C/6061 Al中子吸收材料板材,通过脉冲电流热处理方法对制备的板材进行热处理,研究电流效应对材料内部微观组织和力学性能的响应机理。研究结果表明:脉冲电流的施加可以促进基体合金的再结晶程度,愈合颗粒/基体异质界面处的微缺陷,提高界面的结合强度,同时抑制基体合金晶粒的增长,降低界面残余应力;随着施加脉冲电流时间的延长,复合材料的抗拉强度和延伸率呈现升高的趋势,最高可达245.2 MPa和9.02%,使B_(4)C颗粒的载荷传递作用增强,电流的“非热效应”起到了主导的作用。

用于反应堆乏燃料贮存和运输的B_4C/Al复合材料研究进展

B4C/Al复合材料是一种集结构和功能于一体的中子吸收材料,在反应堆乏燃料贮存和运输领域有着广阔的应用前景。综述了B4C/Al复合材料的主要制备工艺及国内外研究现状,并展望了未来的发展方向,最后指出随着我国核电事业的发展,B4C颗粒增强铝基复合材料将作为研究重点并在辐射屏蔽领域广泛应用。

B_4C/6061Al中子吸收材料FSW接头的纳米压痕和拉伸性能研究

采用粉末冶金的方法制备了30vol%B_4C/6061Al中子吸收材料板材。通过搅拌摩擦焊(FSW)的方法对4 mm厚30vo1%B_4C/6061A1中子吸收材料板材进行对接焊接,获得了表面成形良好的焊缝。采用纳米压痕法对FSW焊接接头的焊核(WZ)、热力影响区(TMAZ)、热影响区(HAZ)和母材(BM)4个区域中的微区力学性能进行研究,对焊接接头的拉伸性能进行了测试。运用扫描电镜对压痕的微观形貌和拉伸断口进行表征。结果表明:在同一区域中,随着距颗粒/基体界面距离d(d<11μm)的增加,微区的硬度和弹性模量总体呈现降低趋势。在微区数值均值化后,不同区域的硬度和弹性模量由高到低为WZ、TMAZ、BM和HAZ,压入功恢复率在WZ、TMAZ、HAZ和BM依次为28.10%、25.14%、31.76%和29.30%。在焊接接头不同区域出现性能差别的原因是由于在FSW过程中不同区域的塑性变形程度和热循环作用不同导致的,FSW接头强度可达母材的85.7%,断裂部位在HAZ区。

B_4C/6061Al中子吸收材料微观结构及其力学性能

采用真空热压后轧制的方法(VHPR)成功制备了混合粒径增强的B4C/6061Al中子吸收材料,B4C含量分别为0%、20%、30%和40%(体积分数)。对中子吸收材料的微观组织形貌及其界面行为进行了观察,对材料的拉伸强度及断口进行了测试分析,对强化机理进行了讨论。结果表明:6061Al基体构成了空间网络结构,界面结合处为冶金结合,界面扩散层厚度可达5μm,随着B_4C颗粒含量的增加,中子吸收材料内部小粒径B_4C颗粒出现了局部的团聚现象。中子吸收材料的强度呈现先增大后减小的趋势,断裂方式主要为沿界面开裂和B_4C颗粒的解理断裂。中子吸收材料经过多道次的轧制以后,基体铝晶粒得到细化,在B_4C颗粒周围出现了大的塑性变形区,轧制同时也提高了B_4C颗粒在基体铝中的分布均匀性,减少材料内部缺陷。

长期热老化对铝基碳化硼中子吸收材料性能的影响

采用粉末冶金工艺制备的铝基碳化硼中子吸收板,经过400℃、8 000 h长期加热处理后,观察了热老化处理后样品表面状态,测试了厚度、密度、力学性能、B4C质量分数、10B同位素含量、10B面密度及微观组织,并与热老化处理前进行了对比,热老化处理后样品表面没有出现裂纹、气孔、鼓泡等现象,抗拉强度、延伸率略有增加,其他各项性能指标与热老化处理前几乎无变化。

新／乏燃料贮存格架用中子吸收材料B4C—AI复合物

核电站运营期间，每间隔一定周期要对燃耗后的核燃料即乏燃料进行更换，并将其贮存到附近的乏燃料贮存水池内，待乏燃料的放射性衰减到可接受操作水平后才会转运到后续处理厂进行处理。乏燃料具有相当高的放射性，在贮存过程中，将不断释放y射线和中子，

国产B4C颗粒增强铝基复合材料的耐辐照性能研究

采用粉末冶金工艺制备的国产B4C颗粒增强铝基复合材料中子吸收板开展辐照试验研究,中子吸收板经受累积快中子注量4.22×1019n/cm2、γ射线剂量为4.75×1011rad的辐照后,对材料各项性能进行测试,包括表面形貌、尺寸、质量、密度、力学性能（抗拉强度、硬度和伸长率）及10B面密度,并与辐照前的测试结果进行对比分析。结果表明,在中子和γ射线的辐照作用下,复合材料试样的抗拉强度和硬度提高,伸长率下降,表面形貌未发生明显变化,尺寸、质量、密度及10B面密度均无显著改变。

乏燃料贮运用铝基碳化硼复合材料的屏蔽性能计算

采用蒙特卡罗方法,利用MCNP程序计算了在中子能量为0.5—20 MeV,235U核热中子裂变源条件下,厚度为3—9 cm、碳化硼含量5%—15%的铝基碳化硼复合材料在空气、水、200—1400 ppm(1 ppm=10 6)硼酸溶液介质中的中子透射系数.结果表明:B4C/Al复合材料的透射系数随碳化硼含量和材料厚度的增加而减少,随中子能量的升高而增大,而硼酸浓度的改变对中子透射系数影响不大.B4C/Al复合材料在水中比硼酸中更能发挥其屏蔽效果,在空气中屏蔽特性显现出"反转"现象,中子能量高于5 MeV时透射系数几乎没有变化.在裂变源条件下的B4C/Al复合材料中子透射系数均比稳定源20 MeV低.介质的中子屏蔽效果是硼酸溶液>水>空气,水介质的中子透射系数与介质厚度呈指数下降关系,裂变源和稳定源条件下分别近似为e 0.71x和e 0.669x,x为厚度(cm).