高性能的陶瓷中子吸收材料——碳化硼

高性能的陶瓷中子吸收材料——碳化硼

作者：唐建新， 左开芬

作者单位：唐建新(大学材料系(北京))， 左开芬(大学核能院(北京))

1.会议论文曹仲文高性能中子吸收材料——碳化硼2004

碳化硼作为具有较高中子吸收能力的材料,已被广泛地应用在核反应堆中.在快中子增殖堆和高温气冷堆这两种先进堆型的控制材料和屏蔽材料的选择上,首选了碳化硼作为中子吸收材料,而且得到了成功的应用.

2.会议论文李恩德中子吸收材料碳化硼1995

3.期刊论文王零森热压碳化硼的热导率和膨胀系数-中南工业大学学报(自然

科学版)2003,34(2)

用激光闪烁法测定碳化硼的导热系数,用DF-1500膨胀仪测定热膨胀系数,研究了其热导率与温度、孔隙度和晶粒度的关系.研究结果表明:碳化硼热导率与温度的关系可表示为1/λ＝2+0.005 5t或

1/λ＝(6.28t+1 840)×105;热导率与孔隙度的关系可表示为λ＝λs(1-θ)/(2+2.2θ)或λ＝λs(1-

1.5θ);当θ＝0.08,且在室温时,碳化硼平均热膨胀系数为4.4×10-6/K,从而可保证该材料在快中子反应堆中安全使用.

4.期刊论文王零森热压多孔碳化硼的力学性能及其影响因素-中南工业大学

学报(自然科学版)2002,33(6)

用热压法制得了中等密度的碳化硼陶瓷,并测定了其抗弯强度、抗压强度、弹性(弯曲)模量、泊松比,得出了其抗弯强度、弹性模量与孔隙度的关系,以及抗弯强度与温度的关系.研究结果表明:所制的碳化硼陶瓷表观密度为2.1～2.3 g/cm3,晶粒粒径为12 μm,室温时平均抗弯强度为247.8 MPa,抗压强度大于

1*!250.7 MPa,泊松比为0.16,表明材料的微观结构良好.在测量温度范围内,碳化硼的强度随温度的变化不大.

5.期刊论文王零森.WANG Ling-sen碳化硼屏蔽吸收芯块的研制及其在快堆中

的性能考核-中国有色金属学报2006,16(9)

用碳热还原法制取高化学剂量的B4C细粉,细粉经气流粉碎制得微米级B4C粉末.经致密化工艺得到碳化硼屏蔽吸收芯块.芯块达到了中国实验快中子反应堆(CEFR)的技术要求.碳化硼芯块在快堆中经过383有效天的考核,快中子通量达3.8×1022cm-2(中子能量E＞1.602×10-14 J,即＞0.1 MeV),证明其具有高的辐照稳定性,符合使用要求,可以在CEFR堆中使用.

6.期刊论文王零森.方寅初.尹邦跃.Wang Lingsen.Fang Yingchu.Ying

Bangyue碳化硼(B4C)热导率和膨胀系数及其影响因素分析-粉末冶金材料科学

与工程2002,7(1)

热应力是碳化硼芯块在核反应堆使用中破裂的重要原因之一.作者通过检索大量的有关碳化硼热导率和热膨胀系数的文献,搜集了许多经验公式和数据,并与本研究实测值进行对比和分析,得出了一些公式和结果.

7.期刊论文王零森.方寅初.尹邦跃.Wang Lingsen.Fang Yingchu.Yin Bangyao

碳化硼陶瓷力学性能及其影响因素-粉末冶金材料科学与工程2001,6(4)

碳化硼的力学性能与其他陶瓷材料一样,对结构十分敏感.在工艺控制过程上看,不可能制得结构完全相同的材料,文献报道的计算式和数据亦非常分散.作者测定了用热压方法制得的碳化硼陶瓷(表观密度为2.1～2.3g/cm3,晶粒度为12μm)的抗弯强度、抗压强度、弹性(弯曲)模量和泊松比.同时,通过文献检索

,搜集了各种公式和数据,并对本实验结果进行了综合分析,得出了有关的计算式和性能值.

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下载时间：2010年10月19日