核防护用中子吸收材料的研究现状

高晓菊 燕东明 曹剑武 王跃旗 李维民 孙素洁 曲发增

(1 中国兵器工业第五二研究所 山东 烟台 264003) (2 总装备部装甲驻济南地区军代室 济南 250000)



核防护用中子吸收材料的研究现状

高晓菊1燕东明1曹剑武1王跃旗1李维民1孙素洁1曲发增2

(1 中国兵器工业第五二研究所 山东 烟台 264003) (2 总装备部装甲驻济南地区军代室 济南 250000)

从我国对核能领域用中子吸收材料的需求出发，简述了核反应堆对中子吸收材料的基本要求，重点论述了目前常见的热中子吸收核素、热中子吸收材料的种类以及鉴定试验考核项目；同时对硼钢和B4C/Al中子吸收材料的国内外研究进展进行介绍。最后指出了新型结构/功能一体化中子吸收材料应作为进一步研究的重点。

核防护 热中子吸收核素 热中子吸收材料 鉴定试验考核 结构/功能一体化

前言

新能源与节能环保产业是21世纪战略性新兴产业，对于调整经济结构、鼓励自主创新、实现节能减排和社会可持续发展具有重要作用。核能凭借其高效、节能、环保等优势，成为世界各国应对能源和环境压力的必然选择。国家“十二五”把建设1 600 t乏燃料容量离堆贮存水池、乏燃料应急暂存设施以及后处理中试厂等项目列入乏燃料后处理处置规划中，这些项目需要大约500 t中子吸收材料，此外乏燃料干法贮存容器、乏燃料运输容器等设备的研制，对中子吸收材料需求量也非常大。自核能得到利用开始，国外就对乏燃料中子吸收材料进行了系统的研究；相比之下，我国核能的商业利用起步较晚，因而国内中子吸收材料的研发速度较为缓慢，目前国内核电厂涉及的在建项目所使用的中子吸收材料大部分需要从国外购买。国内多家科研单位(如中国核动力研究设计院、北京有色金属研究总院、中国核工程物理研究院等[1～3])，为打破国外的技术封锁，开展了一系列的研究工作。笔者针对中子吸收材料的基本要求、常见的吸收核素、中子吸收材料类型、检测方法以及国内外研究进展及展望进行综述。

1 核反应堆对中子吸收材料的基本要求

反应堆对中子吸收材料的基本要求主要是[4～5]：

1)中子吸收效率高，燃耗速度慢，有足够大的“黑度”(Nσt，N 为每cm3控制材料所含原子数，σ为微观热吸收截面积；t为控制棒翼片厚度)，但不宜过大。

2)中子辐照下的材料其形状、尺寸、结构和物理、力学性能稳定，辐照损伤小。

3)化学活性低，与包壳等环境物质化学相容性好，抗堆内冷却剂的腐蚀性较好。

4)在反应堆工作温度下力学性能、热物理性能、热稳定性、抗热震性优良。

5)照射后二次辐射低。

6)原料来源丰富，生产工艺简单，价格低廉。

2 常见的热中子吸收核素

2.1 硼(B)

(1)

10B和热中子的中子能量与吸收截面的关系基本服从1/v定律。在大部分核工业领域，天然B的等效热中子吸收截面(764 b)已经能够满足应用要求。只有在极少数的情况下，需要将B-10进行浓缩处理，进而使材料能够得到更高的热中子吸收性能。硼的含量和热中子吸收截面数值见表1。

表1 硼的含量和热中子吸收截面

在实际应用中，不仅对材料的抗辐照性能有一定的要求，同时还要求材料具有一定的机械力学性能和抗腐蚀性能，因此在应用中很少直接采用硼或硼化物。目前通用的做法是将硼或硼化物添加到其它材料中，制得性能良好的材料，并加以应用，如硼-铝合金、含硼不锈钢、含硼聚乙烯[6～7]以及铅硼聚乙烯[8]等。B4C作为中子吸收材料，因其具有低密度(2.52 g/cm3)、高硬度(仅次于金刚石和立方氮化硼)和优异的热中子吸收能力而备受人们的青睐[9]。通常将B4C与Al制备成复合材料应用到核辐射屏蔽领域，如Al-B4C陶瓷、Al-B4C金属基复合材料、Al-B4C-Si复合材料[10]等。

2.2 钆(Gd)

在稀土元素中，钆的热中子俘获截面是所有元素中最大的，因此被广泛应用作为热中子俘获测井中的新型示踪剂[11～12]等。通常钆是以Gd2O3的形式存在，它主要有两种主要核素：Gd-155与Gd-157，这两种核素均具有很大的热中子吸收截面，其中，Gd-155的热中子吸收截面能够达62 540 b，而Gd-157的热中子吸收截面则达到更高的255 000 b，在天然钆中这两种核素的含量可达30 wt%。虽然钆的热中子吸收截面很大，但因其价格昂贵，一般只将钆作为燃料棒组件中的热中子吸收材料。钆的含量和热中子吸收截面数值见表2。

表2 钆的含量和热中子吸收截面

2.3 衫(Sm)

衫是核反应堆中的一种毒物材料， 它具有多种稳定同位素，是一种重要的反应堆包层材料。Sm-149的热中子吸收截面可达到40 000 b。这种核素大多是以氧化衫或Sm2O3的化学形式存在， 主要应用在燃料的运输和贮存方面。衫的含量和热中子吸收截面数值见表3。

表3 衫的含量和热中子吸收截面

2.4 镉(Cd)

镉作为一种热中子吸收核素，在吸收热中子时主要发生n，γ反应，并伴随着较强的γ射线释放，同时半衰期也很长。此外，由于Cd具有毒性，在屏蔽热中子后会有二次放射性，因此该元素通常只在试验室研究时作为热中子屏蔽材料使用，工程化应用中Cd一般很少应用。镉的含量和热中子吸收截面数值见表4。

表4 镉的含量和热中子吸收截面[13]

在核工业领域应用的热中子吸收核素通常均为天然核素，因此采用天然核素的等效吸收截面进行比较与讨论。表5是几种常见热中子吸收核素的等效吸收截面对比数值。

表5 几种天然核素热中子等效吸收截面

对于热中子吸收核素的应用，不仅要考虑核素的等效热中子吸收截面，而且还应该考虑各种材料的天然储量、生产成本、与其它材料的相容性以及使用后处理等因素。在上述几种热中子吸收核素中， B的热中子等效吸收截面相对较小，但是硼和硼化物化学性质稳定，制造成本相对较低，使用后不具有二次放射性，目前被广泛应用于核工业领域中。如含硼不锈钢、含硼聚乙烯、铅硼聚乙烯以及Al-B4C复合材料等常常作为乏燃料贮存格架或中子屏蔽材料使用，硼酸通常作为乏燃料贮存水池内的添加剂使用。Gd，Sm和Cd这几种核素，虽然其热中子吸收截面比B的大很多，但是这些核素的储量较少，生产成本昂贵，而且使用后还有二次放射性。因此，这几种核素的材料通常只在特殊需求时使用。

3 常用的热中子吸收材料

热中子吸收材料是由具有大的热中子吸收截面的元素或化合物和基体材料制得的复合材料。根据基体材料的不同，可以把热中子吸收材料分为金属基中子吸收材料与非金属基中子吸收材料。金属基中子吸收材料的基体材料大多数为铝或不锈钢。目前常见的金属基中子吸收材料主要有含硼不锈钢、硼-铝合金、Al/B4C金属基中子吸收材料等；而对于非金属基中子吸收材料，其基体材料则是非金属，如硅胶、聚乙烯和酚醛树脂等。常见的非金属基中子吸收材料有：硅胶基碳化硼聚合物、含硼聚乙烯、酚醛树脂基碳化硼聚合物以及B4C/氧化铝球等。下面主要介绍几种已经被广泛应用的中子吸收材料：

3.1 含硼聚乙烯

含硼聚乙烯的制备方法是将B元素掺杂到聚乙烯里，由于聚乙烯里含有氢元素，因而是很好的快中子减速剂，并且B元素是良好的热中子吸收核素，所以含硼聚乙烯常被用作快中子和热中子的屏蔽材料。

铅硼聚乙烯复合材料是一种应用广泛的中子吸收材料，其制备方法即在聚乙烯中掺杂铅元素和硼元素。铅硼聚乙烯中的氢元素对快中子有良好的慢化作用，硼吸收热中子，铅屏蔽γ射线，因此铅硼聚乙烯有屏蔽快、热中子、γ射线的综合评比能力。该材料用途广泛，可应用于辐射治疗室的屏蔽，以及核电厂、核潜艇内的发电部分等[6～7]方面。含硼聚乙烯属于非金属基中子吸收材料，其基体是非金属，所以不具备良好的机械结构性能，因此只能作为单一的功能材料使用；并且此类材料的抗辐照、抗腐蚀性能都不是很好，在强剂量的辐照场下，聚乙烯易老化变脆限制材料的使用。

3.2 含硼不锈钢

不锈钢具有极强的抗辐照和抗腐蚀能力，当其在大剂量的中子场和γ场中仍能保持良好的稳定性[14～15]。特别是不锈钢材料在高温环境下仍能保持其结构和力学性能的稳定性，因此含硼不锈钢作为中子吸收材料被广泛应用于乏燃料的干法贮存与湿法贮存环境中。

尽管不锈钢具有上述许多优点，但是因为B在不锈钢里面的溶解度很低，通常在不锈钢中的含量低于2.25%。并且随着硼在不锈钢中添加量的增加，其力学性能会急剧恶化。如果将天然硼添加到不锈钢中制备乏燃料的贮存格架，所需的不锈钢厚度较大，并且无论干还是湿法贮存，增加的不锈钢厚度将在一定程度上降低格架对乏燃料的贮存能力。虽然也可以通过在不锈钢中添加富B-10的方法提高其热中子吸收性能，但制造成本较高。

3.3 硼-铝合金

硼铝合金和含硼不锈钢性能很相似，硼在金属铝中的溶解度很低，所以限制了铝合金中硼的含量。由于硼受铝合金含量的限制，所以其B-10面密度很低，一般不能满足乏燃料湿法贮存和干法贮存反应性控制的需求。为提高热中子吸收能力，将浓缩的B-10添加到铝合金里制备成富B-10的硼铝合金。硼铝合金具有质量轻，热传导率高等特点。如果将B-10浓缩度为95%的硼添加到铝合金中，其等效天然硼的含量可达24.6%，因而可被应用到乏燃料的贮存和运输过程中。

硼铝合金的导热性能固然很好，但是由于铝合金自身较低的机械力学性能的限制，不能充当结构材料，需结合其他结构材料一起使用。

3.4 Al/B4C陶瓷

Al/B4C陶瓷的常用制备方法是将碳化硼粉体和铝粉的混合物填充在铸模里，然后经过预热和热轧，随后在热轧温度下进行烧结，最后进行挤压成形。由于烧结较为困难，导致陶瓷材料的气孔率比较大。

此种热中子吸收材料的B4C含量一般在35 wt%～65 wt%，且已被广泛地应用于燃料贮存格架和干贮存罐中。考虑Al/B4C陶瓷材料在制备过程中结合的难易程度，一般将材料中B4C的含量控制在50 wt%以下。由于Al/B4C陶瓷材料烧结性能较差，导致气孔率大，使得其结构性能较差。当将该材料作为湿法贮存应用时，水分子容易从空隙中进入材料内，进而引起材料的腐蚀。此外，Al/B4C陶瓷烧结性能较差，导致其机械力学性能较差，不能直接作为单一结构材料使用。

3.5 Al-B4C复合材料

Al-B4C是以B4C颗粒为增强体的复合材料，因而此类材料具有良好的机械力学性能。通常粉末冶金法制备的Al-B4C复合材料B4C的含量可达30 wt% ，并且此方法可以最大限度地达到理论密度，并且材料中气孔率很低，具有良好的热中子吸收性能。由于B4C颗粒作为增强体，在材料中与基体铝合金相互结合，所以不受溶解度的限制。因此，Al-B4C复合材料是很好的结构功能一体化材料。

Al-B4C复合材料具有低密度、高热导率、低孔隙率以及高抗腐蚀能力等优点，可以将被用于乏燃料的干法贮存和湿法贮存环境中。同时，Al-B4C复合材料兼具良好的机械力学性能，可以作为良好的结构功能一体化材料，可以在很大程度上降低成本。

4 常用中子吸收材料鉴定试验考核

按照乏燃料贮存和运输设施的设计要求，需保证设备在服役期间保持在次临界状态，因此鉴定重点为该材料在设备的设计寿期末的性能是否满足设计要求，中子吸收材料的关键鉴定试验为辐照试验、腐蚀试验以及高温试验。

辐照试验的目的即为验证设备经受全寿命期辐照剂量以后材料的中子吸收性能，腐蚀试验的目的即为验证湿法贮存设备寿命期末材料的中子吸收性能，高温试验的目的即为验证干法贮存寿期末材料的中子吸收性能。国内目前以湿法贮存为主，因此在这里重点讨论中子吸收材料的辐照试验与腐蚀试验。

4.1 辐照试验

中子吸收材料在反应堆中应用时，也将不可避免地受到各种射线，如中子、γ射线等的辐照。因此，在实际应用前必须对中子吸收材料进行γ射线辐照考核、快中子辐照考核以及热中子辐照考核，以验证其在实际使用过程中的耐辐照性能，确保材料在使用过程中的可靠性和安全性[16]。

对中子吸收材料进行辐照测试时，要求其考核剂量达到实际使用过程中接收到的累积剂量。具体要求材料接收的γ累积剂量大于109 Gy，同时保证快中子积分注量不低于1 015 n/cm2。根据材料辐照损伤的累积性特征，可以采用加速辐照测试的方法，在较短时间内完成材料的耐辐照性能测试[17]。

材料的γ射线辐照考核，可以在反应堆辐照场、Co-60辐照装置和高能电子加速器上完成。而对于中子辐照考核，可以在加速器中子源、反应堆中子源和放射性核素中子源上完成。为了准确地评估材料的抗辐照性能，在辐照过程中，一般要求被辐照试件处于一个尽可能均匀的辐照场中，使被辐照试件所接受到的各种射线和粒子尽可能均匀。

4.1.1 中子辐照

从材料损伤的角度考虑，由于快中子与原子核发生弹性或非弹性碰撞后，材料中会产生空位和间隙原子，这时这些空位和间隙原子聚集后形成晶格缺陷，从而导致性能改变，因而快中子对材料的损伤作用更厉害。相反，热中子与材料相互作用时，不会发生原子离位，但是材料中所含的吸收热中子核素会与热中子发生反应而产生He，而当He累积到一定程度时，材料可能发生肿胀，导致材料的机械物理性能下降。

晶体结构材料的辐射损伤主要用3个指标来衡量：气体产生、变形原子和原子位移的产生[18]。研究表明：原子位移导致的晶格缺陷是材料物理性能改变的主要原因；来源于材料中产生的气体是材料机械性能发生变化的主要原因。

4.1.2 γ射线辐照

γ射线与物质相互作用的方式主要包括光电效应、电子对效应和康普顿效应。此3种方式都能够击发出带有相当能量的电子，电子与固体的点阵原子相互作用进而引起点阵损伤。γ射线可以在固体内引起电离，这是最主要的效应，当绝缘体等一类的材料发生电离效应时，材料的性质将发生较大的变化，但是当金属受到辐照而产生电离时，其传导电子会迅速中和，进而不会引起金属结构的改变。当然，γ射线也可能会在固体内产生离位原子，而离位原子的产生将在一定程度上改变材料的性能。

4.2 腐蚀试验

表6 乏燃料贮存水池水质的典型成分

当乏燃料采用湿法贮存时，冷却水系统的水温应保持在40 ℃左右，通常不超过60 ℃。对于贮存水池的水质则根据不同燃料元件的要求而有所不同，加压重水堆和沸水堆乏燃料贮存水池中要求池水pH值达到5.3～7.5，同时要求氯离子浓度小于0.5 ppm，且采用氧饱和的去离子水。压水堆乏燃料贮存在含硼量为2 000～2 500 ppm、 pH值为4.0～6.0和氯离子浓度小于0.5 PPm的去离子水中[19]。表6为乏燃料贮存水池水质的典型成分，表7为压水堆(PWR)去离子水水质成分。

表7 用于PWR堆去离子水典型水质成分

材料在腐蚀试验时，需要经过抛光、丙酮超声波清洗、去离子水超声波清洗、真空干燥箱烘干、腐蚀前测试分析和恒温全浸腐蚀试验等多项步骤处理。腐蚀前试样的分析测试主要包括：尺寸测试、干重测试、物相测试、宏观形貌记录与微观形貌观察等。

试验采用电感耦合等离子体发射光谱仪(ICP)监测溶液成分，pH电极监测溶液pH值，电导率测试仪监测溶液电导率。腐蚀试验开始后，需要以每3 d一次对腐蚀溶液进行测试，测试内容包括溶液成分、pH值与电导率等，同时还需要对腐蚀过程中发生的腐蚀现象加以监测。腐蚀周期可以设定为1 000～2 000 h，每达到一个腐蚀周期时，就需要对腐蚀溶液进行ICP分析测试，同时将腐蚀试样取出烘干后，进行一系列相关的测试与分析。通过分析腐蚀溶液的成分变化、pH值变化和电导率变化，以及腐蚀试样的干重变化、物相变化、宏观形貌和微观相貌变化等数据得出中子吸收材料在湿法贮存时的腐蚀行为。

在实际应用中，考虑到材料使用的复杂环境，将不可避免地暴露于乏燃料贮存水池中的辐照环境下，并且和燃料包壳材料以及结构材料相互接触，存在微小缝隙等。因此中子吸收材料若作为乏燃料湿法贮存格架用材料使用时，有必要增加电偶腐蚀试件、缝隙腐蚀试件等试样类型，更有必要开展在辐照环境下的腐蚀试验，并以此来全面评价材料的抗腐蚀性能。

5 研究现状

从目前国外的研究现状可知， 硼钢和B4C/Al在国外的研究已经超过50年，而且研究还在继续，这两类材料已经在运输容器和乏燃料水池中被成功应用，而金属镉材料和含硼有机聚合物通常不用作乏燃料贮存和运输的中子吸收材料，镍-铬-钼-钆合金目前还处在实验室研究阶段，对于硼铝合金，由于原料采用富集硼-10，因此成本较高。综合国外的研究现状，这里将重点对硼钢和B4C/Al两种中子吸收材料在国内外的研究进展进行重点论述。

在硼钢中子吸收材料方面，日本的日立金属公司、住友金属工业公司以及神户钢厂等均能够生产含量为0.6 wt%B和1.0wt%B的高硼钢，而且这些硼钢已在贮藏和运输容器、乏燃料贮存格架上得到应用[20～22]。德国西门子公司从20世纪70年代初开始研制高致密乏燃料贮存格架，同时选用硼钢作为中子吸收材料[23]，根据其研究成果可知，硼钢优异的抗辐照性能和耐腐蚀性能保障了乏燃料贮存格架在电站整个寿命期内均能够正常工作，无需进行昂贵的在役检测。为了证明硼钢作为高密度乏燃料贮存格架材料的可靠性，西门子公司对硼钢(含1.6 wt%至1.9 wt%的天然硼)的中子吸收性能、力学性能、抗中子辐照性能、抗腐蚀性能、冶金性能及焊接性能开展了研究工作。英国最初研究的高硼钢大多是高纯的铁-硼合金，但为了便于加工，其中添加了少量的铝，硼含量约为2 wt%～4.75 wt%时，铝含量具有一个临界范围，在这个范围内铁-硼-铝合金可以锻造和轧制；而当含硼量再提高时，铁-硼-铝合金则不能再进行锻造。在美国硼含量为0.20 wt%～2.25 wt%的硼钢分为A和B两个等级[24]。与B级相比，A级的硼化物更细，在硼钢中分布更均匀，且具有更好的力学性能。因此，A级硼钢既可作中子吸收材料又可用作结构材料，而B级硼钢则只能用作中子吸收材料。

我国于20世纪60年代末开始研究反应堆屏蔽用的硼钢，目前研究的高硼铁或高硼钢则被更多地用作耐磨材料[25～26]。在国内，中国核动力研究设计院、东北大学以及沈阳铸造所等均开展了辐射屏蔽用硼钢的相关研究。在20世纪90年代，中国核动力研究设计院研究了高硼钢的冶炼、锻造及热处理工艺等过程，并通过加入Mo、Ni等第二相以改善其力学性能[27]。东北大学则采用多次熔炼和反复轧制等方法，制备出硼含量为0.55 wt%的硼钢，并对不同硼含量的硼钢的力学性能和微观组织进行了相关研究[28]。沈阳铸造所对硼含量为0.5 wt%的硼铸钢也进行了相关的研究。西华大学在硼钢的制备方法和热处理工艺对材料力学性能和微观组织影响等方面也进行了研究报道。

在B4C/Al中子吸收材料方面，采用粉末冶金法制备的B4C/Al中子吸收材料按照密度的不同可分为高密度的Metamic和低密度的Boral[24～29]。美国AAR制造公司在研制Boral的过程中发现，若B4C含量高于50 wt%， B4C颗粒和铝粉将在烧结过程中不能进行充分的粘结，因此Boral中的B4C含量宜控制在50 wt%以内。2004年，AAR制造公司为了提高Boral的性能，研制出新的生产工艺，将铝粉在轧制过程中进行烧结，从而改善了芯体和包壳的粘结性。

实验数据表明，若Boral面密度大于0.035 g/cm2，几乎能够达到理想中子吸收材料的水平[24]。根据METAMIC，LLC公司的研究成果可知，当B4C在Metamic中的含量低于25 wt%时，Metamic可以采用铝工业上的焊接工艺标准进行焊接，而常用的焊接手段是氩弧焊。Reynolds金属公司、EPRI及东北技术公司(Northeast technology corp)对Metamic进行质量鉴定实验，结果表明该材料符合乏燃料贮存和运输设备对其中子吸收性能的要求。B4C含量为31%的Metamic已经被美国核管会批准用作乏燃料湿法贮存设备材料，同时被推荐用于阿肯色州1区和2区的核电厂乏燃料格架[30～31]，此外，在AP1000核电厂乏燃料水池的设计中也选用这种材料作为中子吸收材料[32]。加拿大Alcan公司研究了4种不同类型的B4C/Al中子吸收材料——6063Al-B4C、6351Al-B4C、1100Al-B4C和Al-Si-B4C。这些材料都选用金属熔炼工艺制备，在制备过程中为了降低严重的界面反应，加入了含量为0.5 wt%～2.0 wt%的第二相钛。据报道，6063Al- B4C和6351Al- B4C材料具有优良的热导性，能够挤压和轧制，同时还具有优异的力学性能可使其用于结构材料，但B4C的含量应小于18 wt%。1100Al-B4C通常不能用作结构材料，B4C的含量可以达到28%。国内对B4C/Al材料注熔炼工艺中Al与B4C的润湿性以及材料的界面反应特征进行了较为深入的研究[33]。东北大学的彭可武等[34]采用差热分析和X射线衍射分析等方法系统地研究了B4C和Al在1 500 ℃的化学反应和相组成。近年来，B4C/Al作为中子吸收材料用于乏燃料贮存和运输的研究在国内的几个科研院所已取得初步的研究成果，但相关研究论文或系统的报道相对较少。

6 展望

随着国防科研、原子能工业以及放射医学的飞速发展，尤其是随着科学技术的进步，核工业应用领域日益扩大，对核屏蔽材料的性能要求将会越来越高，如防多种射线的综合式屏蔽材料。具有体积小、强度高、质量轻及可组合焊接的结构/功能一体化屏蔽材料均已成为核能应用领域竞相发展的重要课题。因此，开发高强、轻质、具备多功能的核防护屏蔽材料将是未来进一步研究的重要方向，而核能领域对屏蔽材料的苛刻要求将成为推动这一发展方向的主体力量。

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Research Status in Neutron Absorbers Materials for Nuclear Protection

Gao Xiaoju1,Yan Dongming1,Cao Jianwu1,Wang Yueqi1, Li Weimin1, Sun Sujie1, Qu Fazeng2

(1 No.52 Institute of China North Industry Group,Shangdong,Yantai,264003) (2 Representative Office of the General Equipment Department Armored in Ji'nan area,Ji'nan,250000)

The basic requirements of nuclear reactor for neutron absorbing materials were summarized from the demand for the field of nuclear energy application in China. There is a focus on the common thermal neutron absorption nuclide and thermal neutron absorption materials and the project of identification test assessment. At the same time the research progress at home and abroad for the neutron absorbing materials of boron steel and B4C/Al were summarized. At last it was pointed out that new type neutron absorbing material with combined structural and functional performance should be the focus of further study.

Nuclear protection; Thermal neutron absorption nuclide; Thermal neutron absorption materials; Identification test assessment; Structure-function integration

烟台市重大科技发展计划项目(项目编号：2013JH020)。

高晓菊(1983-)，高级工程师；主要从事陶瓷基复合材料方向的研究。

TL344

A

1002-2872(2016)11-0015-08