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新型鋁基中子防護(hù)復(fù)合材料項(xiàng)目

     乏燃料后處理是指對(duì)反應(yīng)堆卸出的乏燃料元件進(jìn)行處理，分離回收未燒盡的鈾和新生成的钚，同時(shí)對(duì)放射性廢物進(jìn)行處理的過程。后處理回收的鈾和钚可再制成燃料元件返回核電站（熱堆或快堆）使用，以提高核燃料的利用率。同時(shí)，乏燃料經(jīng)后處理，顯著減少了需要最終地質(zhì)處置的放射性廢物的毒性和體積，提高了處置的安全性。因此，后處理對(duì)于核能的可持續(xù)發(fā)展意義重大。在乏燃料后處理過程中，通常會(huì)在手套箱中處理帶有強(qiáng)放射性的物料（主要是钚含量高的工藝環(huán)節(jié)或設(shè)備）。按照物料的不同形態(tài)主要考慮用于沉淀、過濾和干燥焙燒的３種不同類型的手套箱。針對(duì)乏燃料后處理工程建設(shè)對(duì)具有良好慢化吸收/屏蔽效果、質(zhì)地輕、體積小、耐輻照材料的迫切需求，發(fā)展新型鋁基中子防護(hù)復(fù)合材料體系勢(shì)在必行。

     2019年由國(guó)防科工局組織立項(xiàng)，北京理工大學(xué)、中國(guó)輻射防護(hù)研究院和保定市瑞航科技有限公司（保定硼達(dá)新材投資注冊(cè)）共同組成項(xiàng)目課題組，共同研發(fā)新型含硼鋁基中子防護(hù)復(fù)合材料，目前該項(xiàng)目已經(jīng)試驗(yàn)完成，試制樣品經(jīng)初步檢測(cè)，制備工藝、力學(xué)性能以及中子慢化吸收性能達(dá)到預(yù)期目標(biāo)。下步將進(jìn)行大尺寸樣品工藝優(yōu)化，以大幅提高復(fù)合材料的中子屏蔽吸收效果，實(shí)現(xiàn)大尺寸構(gòu)件的小批量生產(chǎn)能力。

     新型含硼鋁基中子防護(hù)復(fù)合材料主要應(yīng)用于乏燃料后處理手套箱等后處理工藝環(huán)節(jié)，形成自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)，將大幅提升我國(guó)在中子防護(hù)材料領(lǐng)域的科研生產(chǎn)能力和國(guó)際競(jìng)爭(zhēng)力，從而既能有效地支持國(guó)內(nèi)乏燃料后處理工程的建設(shè)與發(fā)展，也為后續(xù)在其它領(lǐng)域的推廣應(yīng)用打下堅(jiān)實(shí)的技術(shù)基礎(chǔ)。