科技日报讯 （记者盛利）由我国工程物理研讨院核物理与化学研讨所自主研制的“中子屏蔽用铝基碳化硼复合资料制备工艺”，日前经过效果鉴定。该工艺制备的新式复合资料，可大规模的应用于压水堆乏燃料储存池、乏燃料干式储存转运等国防军事核工程、大型科学设备等范畴。

  该所研讨团队科技攻关中，建立了制备新式资料的高能球磨、粉体制备、成型、烧结、揉捏、轧制和外表处理等完好的工艺系统，完成了复合资料的高碳化硼含量，高致密度以及优异的均匀性，并率先在国内展开了碳化硼复合资料的加速辐照功能实验研讨。其研讨数据标明，新式复合资料碳化硼散布均匀性、力学、热物理、热中子吸收、抗辐照及抗腐蚀等功能到达或超越国外同种类型的产品功能，可满意现有核电站乏燃料池储存格架60年耐辐照功能要求。科研人员一起展开的系列中试扩大实验证明，该新工艺具有十分杰出的稳定性及扩大性，为该资料的产业化奠定了杰出的根底。

  作为打破国外发达国家反应堆乏燃料储存技能独占的一项抢先效果，现在中物院核物理与化学研讨所已与安徽应流机电集团协作，进行中子屏蔽用铝基碳化硼复合资料的产业化，加速施行生产线规划、关键设备收购制作及生产线制作，为完成第三代核电技能的国产化，下降反应堆制作本钱做奉献。