刘桂荣，陈 锦，石 悠，蔡 静，王铁军，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.上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233)

长期热老化对铝基碳化硼中子吸收材料性能的影响

刘桂荣1，陈 锦2，石 悠3，蔡 静2，王铁军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.上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233)

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。

Al/B4C中子吸收材料;热老化

0 引 言

随着核能的持续发展，对核燃料循环后端建设提出了迫切需求。中子吸收材料应用于核电领域，特别是在乏燃料贮存格架中，通过吸收乏燃料释放的中子达到核临界控制的效果[1]。研究表明，10B具有较高的中子吸收能力，其中子俘获截面大[2]，碳化硼具有硬度高、密度轻、硼含量高、无污染等特点。铝合金密度在2.7 g/cm3左右，与碳化硼密度差小，具有良好的力学性能，采用铝合金及碳化硼制备的铝基碳化硼中子吸收材料具有良好的中子吸收性能被广泛应用在核辐射防护领域[3-4]。应用在核辐射防护领域的铝基碳化硼中子吸收材料需要具有良好的力学性能、热稳定性、耐腐蚀性能及耐辐照性能[5]。随着核能源应用的快速发展，核电站乏燃料的贮存必将是一个严峻的问题，在铝基碳化硼中子吸收材料使用前，为确保其在整个寿期内安全可靠地应用于乏燃料贮存格架，研究其经受长时间高温热老化后性能的变化是十分重要的。

1 试 验

试验用的铝基碳化硼复合材料采用粉末冶金工艺制备，铝合金基体为6061铝合金，碳化硼为核级碳化硼粉末，碳化硼重量百分比为31%。采用水切割方法切割，试验样块5件，试验前对样品表面进行喷丸处理。其中一件用于测试热老化前各项性能，另外4件用于进行热老化试验，热老化采用空气气氛高温试验箱进行，测试时间分别为：2 000 h、4 000 h、6 000 h和8 000 h。所测样品经过热老化后自然冷却至室温，进行表面观察是否有裂纹、气孔，鼓泡等缺陷产生，并测试厚度，然后取样测试密度、力学性能、B4C质量分数、10B同位素含量、10B面密度及微观组织。

2 试验结果及分析

2.1 热老化对样品表面及厚度、密度的影响

铝基碳化硼复合材料经2 000 h、4 000 h、6 000 h、8 000 h热老化后，样品表面颜色呈灰色到暗灰色，随着热老化时间的加长，表面颜色变深。观察表面无裂纹、气孔、鼓泡等缺陷产生。测试热老化前后样品的厚度变化不大，仍可满足产品使用工况要求。图1显示样品经热老化后不同位置厚度变化率，经过热老化后样品的厚度有增加趋势，随着时间的加长样品厚度变化不大，基本都在0.5%范围内，这么低的变化率也有可能是测量误差导致的。

图2是热老化处理后样品密度值，样品理论密度为2.642 g/cm3，要求达到99.5%以上为合格。热老化处理前样品均在2.63以上，经2 000～8 000 h热老化后样品的密度均在2.63～2.64之间，与热老化处理前变化不大。

图1 热老化后厚度变化率

图2 热老化后密度

2.2 热老化对B4C质量分数、10B同位素含量的影响

表1为热老化处理后样品的B4C质量分数测试结果，样品经400 ℃，8 000 h热老化后采用化学法测试B4C质量分数，并与测试前对比，结果显示，热老化处理前后B4C质量分数为31.03%～31.33%之间，测试了10B同位素含量，处理前为20.135%，处理后为20.139%～20.166%，符合当初设定的指标。

铝基碳化硼中子吸收材料是由于10B的中子吸收能力，通过观察经长时间热老化后样品的B含量的发生，预测材料服役期间的使用效果，测试结果显示10B没有因为热老化出现流失现象。

表1 B4C质量分数和10B同位素含量

2.3 热老化对10B面密度的影响

分别采用化学法和中子衰减法测试了热老化前后10B面密度的变化，化学法测试结果为0.036～0.037 g/cm2(图3)，中子衰减法测试结果为0.036～0.040 g/cm2(图4)。两种方法均显示样品经长时间高温热老化后10B面密度没有发生变化，这点也与上面测试的B4C质量分数及10B同位素没有变化结果相一致。

图3 热老化前后10B面密度值(化学法)

图4 热老化前后10B面密度值(中子衰减法)

2.4 热老化对力学性能的影响

分别测试热老化前后样品抗拉强度及延伸率的变化，判定该材料经长时间高温后的变化，经8 000 h热老化后，材料的抗拉强度和延伸率变化不大，略有增加的趋势。

图5 热老化前后抗拉强度

2.5 热老化对微观组织的影响

分别观察了热老化处理前后微观组织的变化，热老化前后碳化硼颗粒均匀地分散在铝合金基体周围，没有发生偏析、结团等现象。长时间高温处理并未改变材料的内部组织。

3 结 论

(1)针对粉末冶金工艺制备的铝基碳化硼中子吸收板进行了400 ℃、8 000 h长周期热老化测试研究。

(2)铝基碳化硼中子吸收板经热老化测试后，表面无裂纹、孔隙及鼓泡现象发生。

(3)研究了热老化测试后中子吸收板厚度、密度、B4C质量分数、10B同位素含量、10B面密度、力学性能及微观组织的变化。

(4)热老化后板材的抗拉强度及延伸率略有增加，厚度、密度、B4C质量分数、10B同位素含量、10B面密度及微观组织均无明显变化。

[1] 杨文锋，刘 颖，杨 林，等.核辐射疲敝材料的研究进展[J].材料导报，2007，21(5)：82-85.

[2] 曹仲文.高性能中子吸收材料—碳化硼[C]//中国化工学会.中国化工学会无机盐学术年会论文集.张家界：2004：43-45.

[3] 石建敏，雷家荣，张 玲，等.Al-B4C 复合材料腐蚀行为研究[J].原子能科学技术，2010，44(S1):159-165.

[4] 李 刚，简 敏，王美玲，等.反应堆乏燃料贮运用中子吸收材料的研究进展[J].材料导报，2011,25(7)：110-113.

[5] 姜圣阶.动力堆核燃料后处理厂设计[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

刘桂荣(1970—)女，博士，教授级高工，从事难熔金属材料及金属基复合材料开发研究。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