O repórter aprendeu com o Instituto de Metais da Academia Chinesa de Ciências que protótipo de protótipos do "Projeto Nacional de Ciência e Tecnologia" e "Instituto Nuclear de Pesquisa de Energia Nuclear da Corporação Nuclear Nacional da China (CNNC)" passaram o teste de aceitação recentemente. Como parte importante da localização de materiais-chave para contêineres de transporte de combustível irradiado, O material absorvente de neutrões de alumínio melhorado em carboneto de boro desenvolvido (B4C / Al) fornece suporte importante para a localização completa do recipiente.
Nos últimos anos, os materiais absorventes de neutrões B4C / Al foram amplamente utilizados em armazenamento e transporte de combustível nuclear / combustível gastado em países estrangeiros, em vez dos materiais tradicionais de absorção de neutrões de aço inoxidável de boro. A comercialização de energia nuclear na China mais tarde, a pesquisa e desenvolvimento de materiais de absorção de neutrões , O material de absorção de nêutrons B4C / Al tem dependido há muito das importações, restringindo seriamente a estratégia de desenvolvimento da independência do poder nuclear do país e saído.
Nos últimos anos, a Academia Chinesa de Ciências Ma Zongyi Metalurgia do Grupo e China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. cooperação na preparação do material absorvente de neutrões B4C / Al, avaliação de desempenho do serviço de simulação e aspectos de pesquisa e desenvolvimento de engenharia de tamanho completo do projeto para enfrentar o tamanho grande em branco No processo de preparação de lingotes, o problema de controle de interface foi resolvido, que rompeu com o gargalo de alta eficiência e de alto rendimento formador de papel de alto teor de B4C / Al, ferramentas de soldagem desenvolvidas e tecnologia de soldagem adequada para soldagem de material compósito, A abordagem de tecnologia de cadeia completa para a aplicação de engenharia do material estabelecido com base sólida desenvolveu um teor de B4C de 15-35% em peso da placa de absorção de neutrões da série e completou a corrosão acelerada, envelhecimento em alta temperatura, irradiação acelerada e boro uniforme O teste sexual (método de absorção de neutrões) e outras avaliações experimentais, o desempenho de material totalmente alcançado (como resistência à corrosão, etc.) foi significativamente melhor do que os produtos estrangeiros similares.
Ao mesmo tempo, o metal para o primeiro transporte de componentes de combustível do reator refrigerado a gás de alta temperatura global, recipientes de armazenamento de material de absorção de neutrões requeriam estrutura cilíndrica, a primeira vez no país para alcançar a absorção de neutrons do material da bobina e a soldagem por fricção, obtida no Material subabsorvente da estrutura da placa para a estrutura cilíndrica da descoberta. Atualmente, Huaneng Shandong Shidao Bay, Estação de Energia Nuclear, HTR, projeto de demonstração de usinas nucleares, de novos componentes de combustível, transporte, recipiente de armazenamento entrou formalmente na fase de produção em massa, o metal para realizar o recipiente Missão de fornecimento de placas de absorção de neutrons.
O combustível irradiado, também conhecido como combustível nuclear irradiado, é um tipo de combustível nuclear que foi exposto à radiação e usado, geralmente a partir de reatores nucleares em usinas nucleares.
