龙舟-CNSC乏燃料运输容器原型样机初验成功钟欣摄

中新网天津2月7日电(记者朱明宇)中国科大学金属研究所7日发布消息称，国家科技重大专项及中核集团科技专项“龙舟-CNSC乏燃料运输容器研发”项目原型样机通过初验，这意味着中国核燃料储存和运输材料实现国产化。

乏燃料又称辐照核燃料，是经受过幅射照射、使用过的核燃料，一般由核电站的核反应堆形成。中科院金属研究所研发的炭化硼提高铝(B4C/Al)中子吸收材料为乏燃料运输容器全面国产化提供了重要支持。

据中科院金属研究所相关负责人介绍，近些年来，B4C/Al中子吸收材料在海外已取代硼碳钢等材料大量应用于核燃料和乏燃料的青州度储藏和运输。中国因为核电商业化举办较晚，中子吸收材料研制显著滞后，造成吸收材料常年依赖进口，严重阻碍了中国核电自主化与走出去的发展战略。

在这些情况下，该所马宗义等科研人员与中国核电工程有限公司合作中国核燃料公司，在吸收材料的制备、模拟环境服役性能考评、全规格工程件研发等方面举办研究。陆续攻破了大规格坯锭制备过程中界面调控、高浓度B4C/Al板材的高效和高成品率铣削成形等困局，开发出适用于复合材料钎焊的工具和工艺，研制出从材料研发到元件成形的技术途径中国核燃料公司，为该材料的国产工程化应用奠定了基础。

经加速腐蚀、高温老化、加速辐照及硼均匀性测试(中子吸收法)等实验考评测试，中国自主研制的系列中子吸收薄板性能已全面达到美国同类产品水平，而且耐腐蚀性等性能方面还显著占优。

据了解，针对全球首台低温气冷堆新燃料器件运输、贮存容器对中子吸收材料筒状结构的需求，该所科研人员还在中国首次实现了中子吸收材料的卷板操作和搅拌磨擦点焊，实现了中子吸收材料由板状结构向筒状结构的突破。

目前，国电浙江石岛湾核电站低温气冷堆核电站示范工程新燃料器件运输、贮存容器已即将步入批量生产阶段，由该所承接容器中子吸收板的供货任务。(完)