乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法与流程

本发明涉及乏燃料的回收技术领域，具体涉及乏燃料贮运用中子吸收材料的制备方法

背景技术：
乏燃料又称辐照核燃料，是经受过辐射照射、使用过的核燃料，通常是由核电站的核反应堆产生。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。这种燃料的铀含量降低，无法继续维持核反应,所以叫乏燃料。乏核燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有放射性，如果不加以妥善处理，会严重影响环境与接触它们的人的健康。核反应堆卸出的乏燃料具有极强的α、β、γ放射性，并伴有一定的中子发射率和热量放出。乏燃料从反应堆中卸出后需在乏燃料水池中贮存一段时间，以使短半衰期的放射性核素绝大部分衰变掉,并带走其衰变热。通常每台百万千瓦级核电机组每年可卸出25t乏燃料，按照我国核电发展速度,2010年我国积累的乏燃料达到1000t；按照我国核电发展的目标，2020年后预计每年将卸下超过千吨乏燃料。目前国内外大部分乏燃料的贮存方式采用“湿式”贮存，即将乏燃料存放于水池的格架上。除湿式贮存外，近20年来还开发了“干式”贮存，其中以容器贮存的应用较广泛,干式贮存容器兼有贮存和运输乏燃料的功能，但是干法贮存不利于乏燃料贮存过程中衰变热的导出。我国核电起步较晚，无法对乏燃料进行后处理，通常采用湿法贮存方式对乏燃料进行贮存。为了增加乏燃料设施的贮存容量,同时确保在密集贮存中乏燃料阵列有足够的安全裕量,以防止可能出现的意外事件,需在乏燃料贮存水池格架和贮运容器中设置固态中子吸收材料，例如硼或硼化物、钆、钐、镉、铪等具有高的热中子或超热中子吸收截面的金属单质、非金属单质、化合物、金属合金或复合材料等。反应堆乏燃料具有极强的放射性、毒性以及易发生临界事故危险等特点，因此乏燃料贮运用中子吸收材料在选材制备时需要在性能上满足中子吸收截面大、对热中子和超热中子都具有较高的吸收能力、中子活化截面小、熔点高、导热好、热膨胀系数小、使用时尺寸稳定并与格架、乏燃料组件等...