alsi共晶合金基b4c中子吸收材料相容性研究

Al-Si共晶合金基B4C中子吸收材料相容性研究材料学专业研究生：兰军 指导老师：查五生教授摘要Al-Si共晶合金具有中子吸收能力低、导热系数高、耐蚀性好等特点,是一种理想的中子吸收基体材料。Al-Si共晶合金基体与B4C和包壳间的相容性，直接影响中子吸收效果和反应堆的使用寿命，必须加以研究。本文在粉末锻造制备高密度B4C-Al-Si共晶合金弥散体的基础上，进行了Al-Si共晶合金基体与B4C、1Cr18Ni9Ti不锈钢和锆合金之间的相容性研究。采用粉末冶金法制备了Al-Si/1Cr18Ni9Ti、Al-Si/Zr及Al-Si/B4C扩散偶，并将扩散偶进行了不同温度和不同时间的等温处理。采用SEM、EDS、XRD等手段，观测了不同热处理条件下的扩散层形成结果，研究了扩散偶在350、560和650时的相容性及扩散层形成机理。研究结果表明，扩散温度对两种材料之间的相容性有显著影响。350时，各扩散偶经过240h等温热处理，Al-Si共晶合金基体与B4C 、不锈钢及锆合金之间的相容性都非常好，各组元之间没有发生反应和扩散；560时，各扩散偶经过240h等温热处理，Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti、Zr合金之间仅发生固相反应，形成的扩散层很薄，二者相容性较好，Al-Si共晶合金与B4C之间没有发生反应，相容性非常好；650时，由于液态铝的出现，Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti之间通过浸润和扩散反应形成了比较明显的扩散层，出现了Fe2Al5化合物，二者相容性差；Al-Si共晶合金和Zr合金之间也通过浸润和扩散反应形成了比较明显的扩散层，出现了Zr3A1化合物，二者相容性差；Al-Si共晶合金与B4C之间没有发生反应，相容性非常好。固态扩散时，扩散层会随着等温时间的增加而增加，但增加的速度较慢。Al-Si/1Cr18Ni9Ti扩散偶，560等温48h形成的扩散层厚度为58m，等温240h的扩散层厚度达到了1520m。而等温温度对扩散层的生长以及扩散反应速度的影响非常显著，在等温时间均为240h的条件下，560的扩散偶形成了一定厚度的扩散层，而350的扩散偶未观测到扩散层。研究结果表明，在正常的使用温度300以下，Al-Si/1Cr18Ni9Ti、Al-Si/Zr及Al-Si/B4C扩散偶之间具有良好的相容性，能够满足正常的使用要求。关键词：中子吸收材料；Al-Si共晶合金；1Cr18Ni9Ti；Zr-2；B4C；相容性；扩散A Dissertation Submitted to Xihua University for the Degree of Master in EngineeringCompatibility Study of B4C Neutron Absorber Based on Al-Si Eutectic AlloyMaterial Processes EngineeringCandidate: Lan jun Supervisor: Prof. Zha Wusheng AbstractBecause of lower neutron absorbing ability, higher heat transmit coefficient, and better anticorrosion, Al-Si eutectic alloy may be an ideal base material for B4C neutron absorber. The compatibility between Al-Si eutectic alloy and B4C, or canister materials, such as 1Cr18Ni9Ti stainless steel and Zirconium alloy, directly influence the absorbing ability and operational life, so it is necessary to investigate them.Based on the preparation of high density block of B4C dispreading on Al-Si eutectic alloy, the compatibility of Al-Si eutectic alloy with B4C, with 1Cr18Ni9 Ti stainless steel, and with Zirconium alloy have been investigated separately. The diffusion couples of Al-Si & 1Cr18Ni9Ti, Al-Si & Zr, and Al-Si & B4C were prepared by powdermetallurgy method. Then these couples were heated to different temperature for different time. The compatibility and diffusion layer under different heat treatment conditions were measured by SEM, EDS, XRD. The diffusion mechanism at 350、560and 650 were discussed. It was shown that the compatibility between them is greatly determined by diffusion temperature. At 350 for 240h, Al-Si entectic alloy has a good compatibility with B4C, stainless steel and Zirconium alloy. There are no significant reaction and diffusiion between components. Isothermally treated 240h at 560, there is a solid state reaction between Al-Si & 1Cr18Ni9Ti, Al-Si & Zr, but the diffusion layer is very thiner, which means a good compatibility between them. Because of no reaction isothermally treated for 240h, there is a very good compatibility between Al-Si and B4C. Heated to 650, aluminium become to liquid, the dramatic diffusion layer has formed between Al-Si & 1Cr18Ni9Ti, due to infiltration and diffusion reaction. The Fe2Al5 has been found in the diffusion layer, which means a bad compatibility between them. So as to Zirconium alloy, the Zr3A1 has been found in diffusion layer of Al-Si & Zr at 650. For Al-Si & B4C, a very good compatibility has displayed, due to no reaction between them.For solid diffusion, the diffusion layer thickness increases slowly with isothermal time. At 560, the 58m diffusion layer of Al-Si & 1Cr18Ni9Ti for 48h has formed. The thickness of diffusion layer for 24oh increases to 1520m. The effects of temperature on growth of diffision layer and diffusion velocity are greater than isothermal time. For same 240h, the diffusion couple forms a thicker diffusion layer at 560, but no diffusion layer at 350.It is shown that under the normal used temperature 300, the diffusion couples of Al-Si & 1Cr18Ni9Ti, Al-Si & Zr, and Al-Si & B4C all have a good compatibility, which means that they can meet the requirements of normal operation.Keywords: Neutron absorber; Al-Si eutectic alloy; 1Cr18Ni9Ti；Zr-2；B4C；Compatibility；Diffusion目录摘要Abstract .1 绪论1.1.11.3 Al-Si共晶合金及其在核反应堆中的应用4不锈钢在核反应堆中的应用.8 Zr合金及其在核反应堆中的应用.10 Al-Si共晶合金B4C中子吸收材料的制备工艺.14152 实验材料及实验方法.17实验材料17实验设备.192.3实验过程.203不同热处理条件下Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti相容性研究.23 650时相容性研究.233.2 560时相容性研究.303.3 350时相容性研究.35不同热处理条件对扩散层的影响.373.5本章小结.384 不同温度下Al-Si共晶合金与Zr合金相容性研究.40 650时相容性研究.40 560时相容性研究.43 350时相容性研究.464.4本章小结.495 650时Al-Si共晶合金基体与B4C相容性研究.50 650时相容性研究.505.2本章小结.526 研究结论.53参考文献.55攻读硕士期间主持或参与的科研项目.59攻读硕士期间发表的学术论文.60声明.61致谢.62Contents1 Introduction.11.1 General introduction of neutron absorber in nuclear reactor.11.2 B4C and its application in nuclear reactor.11.3 Al-Si eutectic alloy and its application in nuclear reactor .41.4 Stainless steel application in nuclear reactor .81.5 Zirconium alloy and its application in nuclear reactor.101.6 Preparation method of B4C-Al-Si neutron absorber.141.7 Significance and main content.152 Experimental material and method.172.1 Experimental material.172.2 Experimental equipment.192.3 Experimental process 203 Study on the compatibility Al-Si eutectic alloy and 1Cr18Ni9Ti in different conditions anneals.23 Study on the compatibility at 650.233.2 Study on the compatibility at 560.30 Study on the compatibility at 350.35 3.4 Effect on the diffusion layer in different conditions anneals.37 3.5 Brief summary.384 Study on the compatibility Al-Si eutectic alloy and Zirconium alloy in different temperatures.40 Study on the compatibility at 650.404.2 Study on the compatibility at 560.434.3 Study on the compatibility at 350.464.4 Brief summary.495 Study on the compatibility Al-Si eutectic alloy and B4C at 650.505.1 Study on the compatibility at 650.505.2 Brief summary.526 Conclusion53Reference.55Engage projects during attaining Masters degree.59Papers have issued.60Declare.61Acknowledgement.621. 绪论应用的中子吸收材料概况核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应、从而实现核能向热能转换的装置。核反应堆的功率受中子通量所控制，高功率水平要求高中子通量，低功率水平要求低中子通量。在轻水动力反应堆中为了达到燃料棒高功率、长寿命的目的，核燃料的初始装载量要比临界质量（临界状态是反应堆的功率为零的状态，即释放的中子量与吸收的中子数相平衡）大许多倍。为调节中子通量，最常用方法是插入或者取出含有很大吸收中子截面的元素的控制棒。但是，反应堆活性区的初始反应性很高，单靠机械控制棒来控制会引起中子通量畸变,而且会使压力壳顶盖的开孔和驱动机构的布置变得十分复杂。为此，有意在反应堆活性区中加入少量的、添加质量精确控制的、有很大中子俘获截面的材料，这一材料称为中子吸收材料。中子吸收材料替代了部分控制棒的作用，减少了控制棒的使用数量，有利于核反应堆的设计1,2。中子吸收材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉、钆、钆合金、铪和某些稀土元素及其合金等。在这些中子吸收材料中，镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆3。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪和钆等元素都属于稀少、昂贵的元素，因而使用受到限制。硼元素不仅中子吸收截面高、吸收中子的能量范围较宽，而且没有二次辐射污染，价格低廉，能降低中子吸收材料的制造成本，因此得到了广泛的应用，成为热堆的主要中子吸收材料和快堆的唯一选择中子吸收材料 4,5,6。硼元素一般以碳化硼或硼钢的形式应用于核反应堆中，最主要的有硼不锈钢、硼硅玻璃、B4C在Al2O3中的弥散体和B4C在Zr-2合金中的弥散合金等。碳化硼是一种非金属材料，为灰黑色，相对密度/cm3,熔点2450。具有很多优良的物理化学性质，用途广泛。硬度较高，仅次于金刚石和立方氮化硼，是重要的研磨材料；具有良好的自抛光和自润滑能力，被用于特种轴承材料；低密度和好的力学性能，受到防弹装甲材料的青睐；很强的耐腐蚀能力，几乎不与任何酸、碱发生作用，作为重要的特种耐腐蚀材料；由于它具有很高的中子俘获截面，应用于核反应堆中，是越来越受到人们关注的核反应堆材料4,5。 近几年来，碳化硼在微电子学、核物理、空间技术等高科技领域的应用也越来越多，扩大了其应用范围7。.1 碳化硼的制备方法B4C粉末的制备主要有四种方法。 (1)镁热还原法：将氧化硼、镁金属和碳粉混合，用自蔓延高温还原合成法，混合物在保护气氛和一定压力下点燃并自维持燃烧，发生反应温度为12731473K的强烈放热反应，生成的B4C颗粒。用这种方法获得的B4C颗粒粒度很细，一般为0.15m，但反应物中有Mg及MgO残余物。(2)电弧炉碳热还原法：将硼酸、碳粉放进电弧炉，在电弧的作用下，发生反应生成B4C颗粒。这种方法产量较高，批量产品一致性较好。因此，通常是大批量生产首选的方法。 (3)碳黑还原硼酐法：将硼酸和碳粉放在碳管炉中发生反应，为强烈的吸热反应。反应在保护气氛下进行，获得的B4C中游离碳和游离硼的含量较低，粉末细且均匀，但产量低。 (4)气相沉积法：主要用于实验室生产，利用微波等离子体或激光在400600加热B2H2和C2H2。可获较细的非均质B4C，且颗粒硬度非常大，但不适于工业生产，大多采用在电弧炉或碳管炉中碳热还原法制备碳化硼粉5。本实验应用的B4C粉末是用电弧炉碳热还原法制备的，粉末颗粒的平均粒径是7.07m。.2 碳化硼在核领域的应用 碳化硼的中子吸收性能主要依靠碳化硼中10B来实现。B的中子俘获截面高，俘获能谱宽,热截面高达34710-24 cm2，仅次于钆、钐、镉等少数几种元素。相对于纯元素B和Gd而言，B4C造价低，不产生放射性同位素，二次射线能量低，而且耐腐蚀，热稳定性好5。碳化硼在核反应堆中主要应用是：将碳化硼与石墨粉混合熔炼、制作成硼碳砖，用于反应堆外部，防止放射性物质外泄；将碳化硼粉高温压制成制品，用于反应堆中心，做反应堆控制棒，控制反应堆反应速度；将碳化硼粉高温压制成制品，用于反应堆第二层防护，做反应堆屏蔽材料，吸收放射性物质等等。例如，清华大学核能技术设计研究院建成的功率为10MW的实验反应堆(HTR-10)，应用了碳化硼材料，其平衡堆芯是由球形燃料元、石墨件和碳化硼组成，碳砖中渗有碳化硼中子吸收材料，降低了反应堆压力壳的中子照射；控制棒和吸收小球两套停堆系统的中子吸收体也为碳化硼芯块5,8。 碳化硼中子吸收材料发展现状 加快核电发展，是国家的重要决策和能源发展战略。研究和探讨碳化硼材料在核电发展中的应用，合理、科学地使用碳化硼材料，使其更好地发挥其特有的性能，是碳化硼行业科研人员的重要职责。 碳化硼中子吸收材料在核反应堆中的应用，呈现出下列发展趋势。(1) 在保证核电站持久安全运行方面的应用。利用碳化硼所具有的屏蔽功能，在核反应堆的第四道屏障安全壳中，采用碳化硼和石墨混合后的材料部分替代原有反应堆厂房中的钢筋混凝土构筑物，防止放射性物质进入环境。(2) 在提高铀资源持续经济供应水平中的应用。铀资源是一种稀缺资源，在地壳中含量仅为四百万分之一。中国实验快堆，是当今世界先进的增殖堆型，使铀资源得到了持续经济的应用；高温堆作为一种先进的反应堆型,其堆功率转换成发电功率可以达到40%45%，而其它反应堆是30%左右，提高了铀资源的利用率。以上两种先进堆型，是我国即定的核能发展技术路线的必经之路,均采用了的碳化硼作为屏蔽材料和控制材料。(3) 在确保核废物的处理和处置的安全中的应用。安全、有效地处理和处置乏燃料及其核废料对核电可持续发展至关重要，放射性材料逐渐积累，这些材料没有继续使用或回收的价值，被称为放射性废物。先进的乏燃料储存系统中，采用了碳化硼材料作为屏蔽模块，而达到了国际原子能机构(IAEA)乏燃料的临时贮存最少50年的设计寿命的要求510。由此可知，随着世界范围内核能发展，我国核能战略的加快实施，碳化硼中子吸收材料作为一种广泛被接受的屏蔽和控制材料，将会在核反应堆中得到很好地应用，其前景更加广阔。1.3 Al-Si共晶合金及其在核反应堆中的应用铝是在自然界中分布最广的六大金属之一，占地壳总量的7.56%，为地球上储量最多的金属元素。铝的化学性质活泼，与氧亲和力大，在自然矿物中不存在金属纯铝。固态时铝为面心立方结构，常压下温度从4K至熔点是稳定的，无同素异晶转变。在铝晶体中，存在两种间隙，即直径为1.1701010m的八面体间隙和直径为0.621010m的 四面体间隙，碳，硼，氧等元素均可作为间隙元素溶入铝中，但固溶度极小。纯铝的特点是具有很好的导电性、密度仅为铁的1/3、塑性好、耐腐蚀 、抗氧化，但强度低(50MPa)。纯铝经过合金化和适当的热处理后其力学性能、铸造性能、物理性能及化学性能都得到显著改善 11,12。硅是铝合金的最常用合金化元素之一。硅在铝合金中能形成一些化合物，使合金可热处理强化，提高铝合金的铸造及焊接流动性，还使铝合金有高的机械性能13。Al-Si共晶合金由于体积质量小，比强度高,广泛用于现代工业，特别是航空和汽车行业1314。由于其线膨胀系数较低，抗磨性及体积稳定性比较好，是理想的活塞材料1517。铝合金的传统加工方式主要是铸造和锻造。近几年，粉末冶金法制备铝合金制品得到了迅速发展1820。 Al-Si共晶合金的物理化学特性Al-Si共晶合金是简单的共晶系，两个平衡相是Al和Si，12。共晶温度为850K，成分在11.7%Si到14.5%Si之间，最可取的值是12.5%。共晶反应：，在室温下形成和两相。是Si溶入Al中的固溶体，由于溶解度很小，(室温时仅为0.05%Si)，因而性能和纯铝相似。是铝溶入硅的固溶体，溶解度也及微小，可忽略不计。故多数情况下，可将视作纯硅。Fig1.1 The state phase diagram of Al-Si system图 铝硅系相图未变质处理的二元共晶合金组织中的硅相呈片状或针状，而过共晶组织中的初生硅则呈多角形块状（见图1.2 a，b）12，严重割裂基体，使延伸率降低。当含硅量较高(13%14%)时，大量块状初生硅析出，除延伸率急剧下降外，抗拉强度太低(100MPa)而没有使用价值。含硅较高的铝硅合金须经变质处理，不论是共晶体中的硅，还是初生的硅晶体，若细或圆，同时分布均匀，则合金的塑性高，有相当的强度。合金中的硅晶体为细小的针状时，有很高的强度，但塑性、冲击韧性与疲劳强度则大大下降11,13。在所有铸铝合金中，铝硅合金是最致密的。生产上常用的铝硅合金为ZL102合金（含1113）Si，属共晶成分范围，有最佳的铸造性能，优良的致密性和小的热裂倾向，耐磨和抗蚀性也较好，经变质处理有一定的力学性能，可用来制造薄壁、形状复杂、强度要求不高的零件或压铸件2128。铝硅合金的切削加工性能较铝铜，铝镁类的合金稍差，比纯铝好。在航空工业中主要是高温合金和铝合金的粉末锻造，如高温合金和铝合金飞机大梁接头等29。1.3.2 Al-Si共晶合金粉末的制备金属粉末的制取方法很多3036，它的选择取决于该材料的特殊性能及制取方法的成本。Al-Si共晶合金粉末常用下列方法制取。（1）固体雾化法：含有高浓度可溶性固体介质颗粒(如NaC1、KC1)的高速气流直接撞击液体铝硅合金形成粉末，将粉末在水中溶解清洗，然后过滤干燥，得到纯净的铝硅合金粉末。将配好的铝硅合金在马弗炉中加热到850后，保温3/s，固体介质流量/s。采用固体雾化法制备铝硅合金粉末，能将粉末的雾化效率提高l0倍左右，提高细粉的生产率，对细粉的生产具有重要的意义 37 。（2）超音速气体雾化法：利用铸锭冶金法制备Al-Si合金锭，然后利用超音速气体雾化法制备合金粉末，雾化气体选用氮气，气体压力为2MPa。雾化温度为900，整个制粉过程在氮气保护下进行。超音速气体雾化法是常用的快速凝固制备合金粉末的方法之一，利用这种工艺制备硅铝合金粉末可使初晶Si极度细化，消除了利用铸锭冶金法所制备高硅铝合金中粗大多角块状初晶Si，对合金性能带来的不利影响38。（3）气相沉积法：将Al-Si合金加入中频炉中熔化后，利用环缝式超声雾化喷嘴，使合金液在N2保护的雾化装置中雾化，并沉积在水冷沉积台上。保温炉炉温950，雾化气体压力4.5 arm，导流管直径，沉积距离340 mm 。由于喷雾沉积态的冷却速率很大，使得Si粒子得到明显细化39,40。（4）喷射沉积法：将配制好的Al-Si合金在感应炉中加热熔化、精炼和脱气，金属液流经漏嘴流入喷雾装置中，被高压气体破碎后的金属液滴直接喷入距离喷嘴约200mm的高压水流中，经冷却后，Al-Si粉末浆料流经筛网，过滤掉粗大的金属及杂物，流入高速旋转的甩干机中进行脱水处理，经烘干、过筛制得各种所需粉末29。 Al-Si共晶合金在中子吸收基体材料中的应用B4C-Al-Si共晶合金的弥散体的研究，吸引了核材料燃料研究专家的关注。B4C-Al-Si共晶合金的弥散体的特点如下。（1）中子吸收能力低对于低能范围的中子，铝的吸收截面小，耐核辐射能力强，对照射生成的感应放射能衰减很快11,12。（2）导热系数高俄罗斯科学家V. Troyanov、V. Popov和 Iu. Baranaev等人以Al-Si共晶合金为基体制备了应用于轻水反应堆的燃料棒，对比研究了Al-Si共晶合金基与传统的锆基燃料的导热系数，其测定的导热系数见表1.141。表1.1 不同基体燃料棒导热系数 Conductivity coefficient of different bases nuclear fuel温度（T/K）473573673773燃料组分 导热系数k（Wm-1K-1）60%UO2+（Al，Si）60%UO2+Zr 注：Al-Si共晶合金中Si的含量为12wt%。 Wm-1K-1 Wm-1K-1以上，是锆基燃料的导热性能的3倍多，因此铝硅基体的热导使燃料材料的热导比锆基燃料更加良好。（3）耐蚀性好铝硅合金表面有致密的Al2O3和SiO2保护膜，组织中相基体和硅相的电位差不大，合金有良好的抗蚀性能，甚至在海水中经相当时间侵蚀后，仍保持原来的力学性能，应力腐蚀的倾向很小2123。42。未观察到燃料棒外径的变化，样品缝隙尺寸仍未改变，对放置燃料棒模拟体的水的分析表明没有铀。还进行了没有包壳的铝硅基体燃料(60% vol. UO2 + 40% vol. (Si，Al)的高压釜试验，试验时间10200h，试验后检验表明，基体与冷却剂接触时间增加，基体中氧化物未发生显著增加。在核反应堆中的应用奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料，在本文中选用1Cr18Ni9Ti不锈钢作为控制棒的包壳材料。通俗地说，不锈钢就是不容易生锈的钢，实际上一部分不锈钢，既有不锈性，又有耐酸性（耐蚀性）44。不锈钢的不锈性和耐蚀性是由于其表面上富铬氧化膜（钝化膜）的形成。这种不锈性和耐蚀性是相对的。试验表明，钢在大气、水等弱介质中和硝酸等氧化性介质中，其耐蚀性随钢中铬含水量的增加而提高，当铬含量达到一定的百分比时，钢的耐蚀性发生突变，即从易生锈到不易生锈，从不耐蚀到耐腐蚀。不锈钢的分类方法很多。按室温下的组织结构分类，有马氏体型、奥氏体型、铁素体和双相不锈钢；按主要化学成分分类，基本上可分为铬不锈钢和铬镍不锈钢两大系统；按用途分则有耐硝酸不锈钢、耐硫酸不锈钢、耐海水不锈钢等等，按耐蚀类型分可分为耐点蚀不锈钢、耐应力腐蚀不锈钢、耐晶间腐蚀不锈钢等；按功能特点分类又可分为无磁不锈钢、易切削不锈钢、低温不锈钢、高强度不锈钢等等。由于不锈钢材具有优异的耐蚀性、成型性、相容性以及在很宽温度范围内的强韧性等系列特点，所以在重工业、轻工业、生活用品行业以及建筑装饰等行业中获取得广泛的应用。(1)奥氏体不锈钢在常温下具有奥氏体组织的不锈钢。钢中含Cr约18%、Ni 8%约10%、C约0.1%时，具有稳定的奥氏体组织。奥氏体铬镍不锈钢包括著名的18Cr-8Ni钢和在此基础上增加Cr、Ni含量并加入Mo、Cu、Si、Nb、Ti等元素发展起来的高Cr-Ni系列钢。奥氏体不锈钢无磁性而且具有高韧性和塑性，但强度较低，不可能通过相变使之强化，仅能通过冷加工进行强化。如加入S，Ca，Se，Te等元素，则具有良好的易切削性。此类钢除耐氧化性酸介质腐蚀外，如果含有Mo、Cu等元素还能耐硫酸、磷酸以及甲酸、醋酸、尿素等的腐蚀。此类钢中的含碳量若低于0.03%或含Ti、Ni，就可显著提高其耐晶间腐蚀性能。高硅的奥氏体不锈钢浓硝酸肯有良好的耐蚀性。由于奥氏体不锈钢具有全面的和良好的综合性能，在各行各业中获得了广泛的应用45。 (2)铁素体不锈钢在使用状态下以铁素体组织为主的不锈钢。含铬量在11%30%，具有体心立方晶体结构。这类钢一般不含镍，有时还含有少量的Mo、Ti、Nb等到元素，这类钢具导热系数大，膨胀系数小、抗氧化性好、抗应力腐蚀优良等特点，多用于制造耐大气、水蒸气、水及氧化性酸腐蚀的零部件。这类钢存在塑性差、焊后塑性和耐蚀性明显降低等缺点，因而限制了它的应用。炉外精炼技术（AOD或VOD）的应用可使碳、氮等间隙元素大大降低，因此使这类钢获得广泛应用45。(3)奥氏体-铁素体双相不锈钢奥氏体-铁素体双相不锈钢是奥氏体和铁素体组织各约占一半的不锈钢。在含C较低的情况下，Cr含量在18%28%，Ni含量在3%10%。有些钢还含有Mo、Cu、Si、Nb、Ti，N等合金元素。该类钢兼有奥氏体和铁素体不锈钢的特点，与铁素体相比，塑性、韧性更高，无室温脆性，耐晶间腐蚀性能和焊接性能均显著提高，同时还保持有铁素体不锈钢的475脆性以及导热系数高，具有超塑性等特点。与奥氏体不锈钢相比，强度高且耐晶间腐蚀和耐氯化物应力腐蚀有明显提高。双相不锈钢具有优良的耐孔蚀性能，也是一种节镍不锈钢45。 (4)马氏体不锈钢 通过热处理可以调整其力学性能的不锈钢，通俗地说，是一类可硬化的不锈钢。典型牌号为Cr13型，如2Cr13 ,3Cr13 ,4Cr13等。粹火后硬度较高，不同回火温度具有不同强韧性组合，主要用于蒸汽轮机叶片、餐具、外科手术器械。根据化学成分的差异，马氏体不锈钢分为马氏体铬钢和马氏体铬镍钢两类。根据组织和强化机理的不同，还可分为马氏体不锈钢、马氏体和半奥氏体（或半马氏体）沉淀硬化不锈钢以及马氏体时效不锈钢等45。1.5 Zr合金及其在核反应堆中的应用锆的核性质锆用于核反应堆的最有价值的核性质，是其低吸收截面。反应堆级锆必须特别纯净，不含有种子吸收截面高的元素。低于0.20靶（barn）的低截面的锆正在生产中，这种锆只有在生产及制造的各个阶段非常仔细地控制品质才能获得46。.1纯锆的核性质数据锆的原子序数是40。天然锆有五种同位数，其原子质量数分别为90、91、92、94及96。锆的原子量是91.22。天然锆的吸收截面和散射截面值如下47：吸收截面（中子速度为2200米/秒）散射截面（麦克斯威尔分布上的平均数）81靶锆的吸收截面比各种结构金属例如铁、镍或铜的低得多。同铝与镁比起来也是有利的。锆在反应堆内辐照后，放射性比较低。锆的总截面随能量而变动48（见图1.3和图1.4）。室温下在热反应堆内的平均中子能量约为0.03电子伏，即低于图所示范围。锆的同位素丰度和个别同位素的吸收截面列于表1.2。在每一种情况下吸收中子，均为（n,）反应。从该表可以看到，Zr90和Zr91各自产生稳定的同位素Zr91和Zr92；Zr92、 Zr94及Zr96则产生Zr93 、Zr95及 Zr97，这些同位素是不稳定的，会进行衰变，其半衰期分别为5000000年、65天及17小时。Zr96及Zr96的衰变伴有发射。Zr96还呈现一种称为“内部转化”的现象，这种现象是本来要以射线出现的过剩能量，有时被用于从原子的电子轨道上发射一个高速度的电子。图1.3 在1.010000电子伏能量内测量得的锆的总截面49Fig1.3 Overall section of zirconium surveying from 1.0 to 10000 electron-volt energy49图1.4在0.01100兆电子伏能量内测得的锆的总截面49Fig1.4 Overall section of zirconium surveying from 0.01 to 100 mega electron-volt energy49锆的其它有利性质最使锆成为有价值的反应堆材料的其它性质，乃是其极优良的耐蚀性及一般良好的机械性质。反应堆级锆用于高温水作为热交换介质的潜水艇热反应堆，锆对在反应堆中各种各样情况下所可能发生的浸蚀有显著的耐蚀性。反应堆材料一般所需的机械性质是良好的加工性，在操作温度下相当良好的强度和延性，以及高度的耐热震性。反应堆每单位体积所放出的热量极大，以致即使在发生热的元件的薄截面上，其中心与表面的温度也相差很大。对于给定的几何形状与释热条件，根据弹性理论算出的热应力，作为一次近似值，是与模量E/k成正比的（E弹性模量，膨胀系数，k导热率）。锆的膨胀系数及弹性系数特别低，会与比较低的导热率相平巷，这使得锆的E/k略优于钢。 锆在反应堆中的用途应用于反应堆活性区释热的金属，必须有低吸收截面，并有下述三种作用：1）作为永久性内部结构；2）作为增加燃料的体积或改良燃料的性质的合金化金属；3）作为保护燃料及防止放射性沾污热交换介质的包壳。在低温反应堆内，铝能满足这三个要求，但在高温反应堆内，锆和铍是唯一可完成上述三任务的金属。.1永久性结构燃料元件在反应堆内必须准确和牢固地安放于位；当燃料耗尽时，必须重新更换。通常需要一个永久或半永久的内部金属结构，以满足这些要求。在Hanford生产钚的反应堆中，使用石墨作减速剂，水作冷却剂；水流过装在石墨内的铝管，好象热交换器的管子一样。燃料准确地放在这些管子的中央。这时，这些管子不是自撑的，而是靠在石墨上，但必须有足够的强度，可以经得起相当大的管内水压力和偶然的机械损伤。另一种重要类型的低温反应堆，使用重水作为减速剂，通常重水盛在一个铝池内，同时，反应堆也可以有铝制的内部结构组件49。如果增加这种反应堆的操作温度，热量就可以利用来产生动力。可是这个想法在经济上要有效果，温度必须提高到远超过铝的有限的高温强度及耐蚀性所能承担的水平。为此，建议采用锆49。.2锆铀合金以富铀操作的小型反应堆，仅需要几公斤铀就能达到临界状态。一公斤铀的体积仅49厘米 3106千卡/小时的热交换表面。只要在少量铀内加入一种合适的金属就能提供所需的体积。对于高温反应堆，锆是合适的元素。天然铀反应堆装有许多吨铀，因而不必加入作为稀释剂的合金元素。可是纯铀有几个令人不满意的特性：很易为水所浸蚀，为空气所氧化；室温时的相属正交晶系，因此碾轧或拉制成的铀具有高度的各向异性，使它在温度变化时各向尺寸变得不稳定。而且，铀在660及760下分别发生与的相变；对于动力反应堆，这些温度是在可能的操作范围内。因此，迫切希望制出一种耐蚀性好或冶金行为改良了的富铀合金。合金元素最好要有低的吸收截面，因此锆必然会被考虑作为理想的合金添加剂。.3燃料元件的包壳铀不能直接曝露在水内或空气中，因为会迅速被腐蚀及氧化。把铀直接曝露在惰性热交换介质中也是不可能的，因为来自铀表面的裂变产物将进入冷却剂而使外部系统成为高度放射性。因此，大多数反应堆内，燃料元件常用一种合适的金属套护或包壳。反应堆是依单位体积要有巨大释放热量的原则设计的。燃料单位体积热量产生率及单位表面积热交换速率，远远超过在任何其他工业方法中所发现的速率。热必须从燃料交换到包壳，这两者之间应当有良好的接触，因为即使是局部分离也能造成过热及损坏。锆铀合金不存在金属互化物或低熔点相或共晶体；在体心立方范围内具有完全溶解度，因而易获得完好的冶金结合，这样，就为反应堆的保持无损提供了最大保证50。1.6 Al-Si共晶合金B4C中子吸收材料的制备工艺中子吸收材料在中子辐射下要产生一定的膨胀，合金的密度不能太低，合金的开孔率增大，吸水性增加，抗腐蚀性降低，并且辐照过程易引起包套管氢脆，故要求合金的密度要适中。制备工艺过程决定弥散体的密度，对可行工艺的要求是制备出密度合适的Al-Si共晶合金B4C中子吸收材料的弥散体。目前，制备Al-Si共晶合金B4C中子吸收材料的方法未见报道，但俄罗斯科学家已经用粉末冶金方法制备了核反应堆中的弥散型燃料元件，将UO2弥散在Al-Si共晶合金基体中形成弥散体作为核燃料42,43，这些方法可以作为制备Al-Si共晶合金B4C中子吸收材料的借鉴。Al-Si共晶合金基的核燃料制备的主要方法如下41。（1）粉末混合物区域熔化UO2粉末与Al-Si合金粉末混合，并充填在包壳管中，振实、除气，在振动的条件下由下而上区域熔化。（2）预压燃料芯块区域熔化UO2粉末与Al-Si合金粉末混合，室温下预压成燃料芯块，将芯块组装成燃料棒，自下而上区域熔化同时对燃料棒施加挤压力。（3）粉末冶金法UO2粉末与Al-Si合金粉末混合，冷压制备芯块，然后在一定温度下烧结。采用区域熔化方法制备，由于高温使Al-Si合金粉末熔化，扩散能力大大提高，容易出现相容性的问题，弥散体各组分与包壳材料之间、弥散体各组分之间将会因为液态扩散而使相容性变差，各组分之间发生反应，形成新的化合物，改变了弥散体各组分及包壳材料的理化性能。本文选用粉末冶金法制备了Al-Si共晶合金B4C中子吸收材料，制备过程中Al-Si共晶合金不熔化或者轻微的熔化，Al-Si共晶合金与B4C颗粒之间相容性好，B4C颗粒的物理和化学性能几乎不被破坏，保持了良好的中子吸收性能。 1.7选题的意义及研究内容 选题意义及研究目的在轻水动力反应堆中,为了达到燃料棒高功率、长寿命的目的，核燃料的初始装载量要比临界质量大许多倍。因此,反应堆活性区的初始反应性很高，单靠机械控制棒来控制会引起中子通量畸变,而且会使压力壳顶盖的开孔和驱动机构的布置变得十分复杂。为此,有意在反应堆活性区中加入精确控制的、少量的、有很大“寄生”中子俘获截面的、被称为可燃毒物的中子吸收材料。由Al-Si共晶合金为基体组成的金属陶瓷，具有中子吸收能力低、导热系数高、耐蚀性好、与包壳材料反应性小等要求。特别是，Al-Si共晶合金弥散体的导热系数非常高，大约是Zr-2合金弥散体的610倍，保证了燃料材料具有良好的导热性，能迅速将堆芯的热量传出，符合轻水堆金属陶瓷“冷”堆芯的概念，降低了堆运行条件下的燃料运行温度和燃料中高的潜热。 本课题研究的目的:在粉末冶金的基础上，采用粉末锻造方法，制备了Al-Si/1Cr18Ni9Ti、Al-Si/Zr及Al-Si/B4C扩散偶，研究Al-Si共晶合金基体与B4C和包壳材料（主要是不锈钢、锆合金）之间的相容性,探索Al-Si共晶合金基B4C中子吸收材料在反应堆中实际应用的可能性。 研究内容（1）研究在不同温度下Al-Si共晶合金基体与B4C之间的相容性。（2）研究在不同温度下Al-Si共晶合金基体与包壳材料不锈钢、锆合金之间的相容性。（3）从热力学的角度去探索Al-Si共晶合金基体与B4C 和包壳材料不锈钢、锆合金之间扩散机理。研究的技术路线本论文所采用的研究技术路线如图1.5所示。样品的烧结样品的等温热处理SEM分析EDS分析金相分析XRD分析结果分析讨论样品的制备样品的冷镦Fig1.5 The technical route of research图1.5 研究技术路线2实验材料及实验方法2.1实验材料： Al-Si共晶合金粉末Al-Si共晶合金粉末中的Si含量约为12%，粒度为150目（100m）以下，粉末的贮运均处于非真空状态。用激光粒度分析仪对Al-Si共晶合金粉末进行粒度测定，分析结果见图2.1，。 B4C粉末B4C粉末，由中国核动力研究设计院提供，粒度也在100m以下。用激光粒度分析仪对B4C粉末进行粒度测定，分析结果见图2.2， B4C粉末颗粒的平均粒度约是7.07m。实验辅助材料主要包括润滑剂硬脂酸锌、腐蚀剂氢氟酸等。 不锈钢片1Cr18Ni9Ti钢片在市场上购买，1Cr18Ni9Ti钢片的原始尺寸为500mm500mm1mm，被线切割成5mm5mm1mm薄片。其主要成分是：C:0.12；。 锆合金研究中使用的锆-2合金为厚度为1mm的锆-2合金管材，由中国核动力研究设计院提供，；Cr:0.0860.095。Fig2.1 The grain analyses of Al-Si alloy powder图2.1 Al-Si合金粉末的粒度分析Fig2.2 The grain analyses of B4C powder图2.2B4C粉末的粒度分析2.2 实验设备实验中的主要设备包括：SGY-50000型数显式工程陶瓷压缩强度测试仪，测量范围50kN；VSF-223型真空烧结炉；箱式电阻炉；SGY-50000型数显式工程陶瓷压缩强度测试仪；Dmax1400型X射线衍射仪；JSM-6390LV型扫描电镜等的检测设备；自行设计和加工的压制模具、电子天平、螺旋测位仪、搅拌器等。2.3实验过程本文对不同热处理条件下Al-Si共晶合金基体与B4C之间的相容性以及Al-Si共晶合金基体与包壳材料（主要是不锈钢、锆合金）之间的相容性进行研究。采用粉末冶金工艺将Al-Si共晶合金粉末和B4C粉末制成Al-Si/B4C扩散偶，采用粉末冷镦将Al-Si共晶合金粉末分别和1Cr18Ni9Ti钢片、Zr-2合金管制成Al-Si/1Cr18Ni9Ti和Al-Si/ Zr-2扩散偶，然后将试样分批分别放入真空炉和箱式电阻炉中进行