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新型鋁基中子防護復合材料項目

     乏燃料后處理是指對反應堆卸出的乏燃料元件進行處理，分離回收未燒盡的鈾和新生成的钚，同時對放射性廢物進行處理的過程。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，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，通常會在手套箱中處理帶有強放射性的物料（主要是钚含量高的工藝環(huán)節(jié)或設備）。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。針對乏燃料后處理工程建設對具有良好慢化吸收/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復合材料體系勢在必行。

     2019年由國防科工局組織立項，北京理工大學、中國輻射防護研究院和保定市瑞航科技有限公司（保定硼達新材投資注冊）共同組成項目課題組，共同研發(fā)新型含硼鋁基中子防護復合材料，目前該項目已經(jīng)試驗完成，試制樣品經(jīng)初步檢測，制備工藝、力學性能以及中子慢化吸收性能達到預期目標。下步將進行大尺寸樣品工藝優(yōu)化，以大幅提高復合材料的中子屏蔽吸收效果，實現(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復合材料主要應用于乏燃料后處理手套箱等后處理工藝環(huán)節(jié)，形成自主知識產(chǎn)權(quán)，將大幅提升我國在中子防護材料領域的科研生產(chǎn)能力和國際競爭力，從而既能有效地支持國內(nèi)乏燃料后處理工程的建設與發(fā)展，也為后續(xù)在其它領域的推廣應用打下堅實的技術基礎。