新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

MC模拟叠层复合材料对γ射线的屏蔽效果

运用MCNP5和WINXCOM程序模拟了不同叠加顺序金属Ta和La复合材料对不同能量γ射线屏蔽性能的影响,比较和分析了两种模拟程序下复合材料质量衰减系数差异的原因。结果表明:Ta+La型结构的复合材料屏蔽效果优于La+Ta型,两者屏蔽性能差距随复合材料厚度的增大而增大,随γ射线能量增加而减小。质量衰减系数模拟结果差异主要与模型中光电效应与康普顿效应的占比有关。     

新型纤维增强环氧树脂基复合材料研制及其中子屏蔽性能研究

核技术应用产业的迅速发展,对中子辐射屏蔽材料的种类、服役环境、结构性能提出更多、更高要求。针对发展功能/结构一体化中子屏蔽材料需求,研制了一种新型玻璃纤维/B₄C/环氧树脂复合材料。力学测试与中子屏蔽实验发现,该复合材料中子屏蔽性能良好,5 cm厚样品屏蔽后中子透射率仅19.6%;材料具有较高强度与模量,性能优于铅硼聚乙烯。增大材料B₄C含量对提升材料中子屏蔽性能作用显著,但同时材料强度、模量有一定减小。综合考虑该材料的中子屏蔽性能、承受载荷以及耐高温特性,其在反应堆、加速器及中子源等核设施外围防护材料,尤其是乏燃料贮存格架材料用途上具有较大应用潜力。     

新型柔性中子屏蔽复合材料研制及性能研究

为满足形状复杂核设备外围防护以及辐射防护服对于柔性中子屏蔽材料的需求,研制了一种新型B4C/SEBS中子屏蔽复合材料,重点研究了不同B4C含量对SEBS基复合材料力学性能、热学性能及中子屏蔽性能的影响。实验结果表明:复合材料拉伸强度、扯断伸长率均随着B4C含量的增加而减小;增加B4C含量,复合材料撕裂强度呈现出先增大后减小的趋势,而复合材料邵氏硬度则不断增大;该材料热导率随着B4C含量的增加而不断升高;利用镅-铍中子源进行材料中子屏蔽测试,同厚度材料中子屏蔽性能随着B4C含量的增加而不断提高。综合考虑该新型柔性中子屏蔽材料良好的中子屏蔽性能、抗撕裂性能及柔韧性能等特性,其在形状复杂核设备外围防护及辐射防护服领域具有较大的应用前景。     

环氧树脂对伽马射线的屏蔽分析及耐辐照效应

本文以环氧树脂为研究对象,分析了环氧树脂对能量范围在0.001~100 MeV的伽马射线的屏蔽性能,测试了环氧树脂对⁶⁰Co伽马射线的屏蔽性能,并对其进行了总剂量为93.5 kGy的伽马射线辐照处理,对辐照前后环氧树脂的密度、光学照片、力学性能、断面微观形貌、耐热性能和红外光谱进行了分析。结果表明：环氧树脂对低能(E<0.01 MeV)伽马射线的衰减主要是光电吸收作用,对中能(0.01 MeV60Co伽马射线的屏蔽性能一般。93.5 kGy伽马射线辐照导致环氧树脂老化、密度和最大耐热温度降低、力学性能增大、破坏程度低,环氧树脂可耐93.5 kGy伽马射线辐照。     

金属/聚合物复合材料对中能电子的屏蔽作用研究

运用MULASSIS计算程序模拟计算了不同组成的屏蔽材料对空间辐射环境的屏蔽效果,在此基础上进行屏蔽材料的初步设计,并制备了一系列不同组成的金属/聚合物复合材料,结合中能电子照射的实验结果,讨论了组成对金属/聚合物复合材料的屏蔽效果的影响.研究发现,高原子序数和低原子序数金属混合添加的复合物样品具有较好的屏蔽效果.     

石英玻璃的耐辐照性能

石英玻璃是原子能科学研究和原子能工业中不可缺少的材料。廿年前,E.W.Mit-chell。P.M.Levy、A.Kats曾对石英玻璃的辐照性能做过详细试验;R.A.We-eks则着重分析了辐照缺陷产生的原因。最近,A.Shendrik全面讨论了石英玻璃的辐照特性。我们对国产石英玻璃各种牌号进行了全面的试验研究,分析了影响辐照性能的因     

硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析

硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10^-7 MeV的中子吸收效果比较显著。     

硼酸盐晶须增强聚乙烯复合材料及其热中子屏蔽性能研究

以硼酸镁(Mg2B2O5)和硼酸铝(Al4B2O9)晶须作为中子吸收体与高密度聚乙烯(HDPE)复合,制备了硼酸盐晶须/HDPE复合材料。讨论了影响材料力学性能及屏蔽性能的因素,并与常用的碳化硼(B4C)屏蔽材料进行了对比。实验结果表明:3种复合材料对热中子的屏蔽效果为B4CMg2B2O5Al4B2O9,复合材料对热中子的屏蔽率均随吸收体含量和材料厚度的增加而增大,当硼酸镁晶须/HDPE复合材料的厚度为15.76mm时,材料对热中子的屏蔽率可达86.58%。晶须/HDPE复合材料的拉伸强度随晶须含量的增加而增大,当硼酸镁晶须的含量为9.1%时,复合材料的拉伸强度可达24.39 MPa,和碳化硼/HDPE复合材料相比,硼酸盐晶须更能增强HDPE基屏蔽材料的力学性能。     

屏蔽复合材料对快中子减弱效果的计算及实验验证

在分出截面法的测试方法及其原理的基础上,根据经验公式对制备的几种复合材料及其各组成元素的宏观分出截面、微观分出截面进行理论计算,并以实验测得的张弛长度和透射率对实验结果进行验证,对计算与实验结果的差异及影响因素进行分析。结果表明,对于20 mm厚的4种复合材料板的快中子透射率,实测结果小于计算结果约10%,分出截面法对计算快中子屏蔽效果是有效且实用的。     

镍基复合涂料对环境电磁辐射的屏蔽效能研究

分别对手机基站及电视发射塔等典型环境电磁辐射源附近的电磁辐射强度进行了测量。再以羰基镍粉和水性清漆为主要原料,制备出针对射频电磁辐射的复合涂料,对该涂料制备的屏蔽材料进行现场电磁辐射屏蔽效能测试。结果表明,典型电磁辐射源附近环境电磁辐射强度未超过国家控制限值,镍基复合涂料对环境中的射频电磁辐射具有较高的屏蔽性能。在本实验所采用配方及工艺条件下,当单位面积镍含量为0.015 g/cm²时,其屏蔽效能最高。     

Progress and prospects of calculation methods for radiation shielding

Progress in calculation methods for radiation shielding are reviewed based on the activities of research committees related to radiation shielding fields established in the Atomic Energy Society of Japan. A technological roadmap for the field of radiation shielding; progress and prospects for specific shielding calculation methods such as the Monte Carlo, discrete ordinate Sn transport, and simplified methods; and shielding experiments used to validate calculation methods are presented in this paper.     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

蒸压加气混凝土砌块辐射防护屏蔽性能试验研究

本文利用相同管电流(25mA)不同管电压(70kV～120kV)下产生的X射线,对国内4种常用蒸压加气混凝土砌块样品进行照射,并测量射线穿过每种样品后固定点位处的空气吸收剂量率。研究得出:(1)在70kV～120kV条件下,蒸压加气混凝土砌块的等效铅当量厚度随着管电压的增加出现先增加后减小的变化趋势,在90kV时达到最大;(2)4种蒸压加气混凝土砌块的等效铅当量厚度均大于1.0mm,部分射线装置机房可选用蒸压加气混凝土作为辐射防护材料;(3)蒸压加气混凝土砌块的等效铅当量厚度与材料的干密度、厚度有关,与抗压强度无关,材料的干密度越大、材料厚度越大,等效铅当量厚度越高。     

医用质子/重离子加速器辐射屏蔽设计概述

近年来我国医用质子/重离子加速器治癌产业开始飞速发展。粒子加速器运行时会产生次级辐射从而危及环境、公众及工作人员的辐射安全,可靠的辐射屏蔽设计是装置运行时辐射安全的必要保障。本文简要分析了医用质子/重离子加速器辐射屏蔽设计的一般考虑因素;介绍了几种常用的屏蔽计算方法并给出了计算实例。本文的研究内容对未来将要建造的医用质子/重离子加速器的辐射屏蔽设计具有一定的参考意义。     

Effect of mix parameters and hydrogen loading on neutron radiation shielding characteristics of latex modified concrete mixes

With the tremendous surge in the usage of radioactive materials in industry, education and research, medicine and other fields, it becomes a concern to protect the working personnel and common people around, from hazardous radiation leakages that may seriously affect their health. Among the different types of radiation, gamma and neutron radiations require adequate shielding. There have been several attempts to develop newer concretes and evaluate their neutron radiation shielding characteristics. In the present study, an attempt has been made to study the effect of varying the mix parameters and hence the resulting total hydrogen content on the neutron radiation shielding characteristics of Latex Modified Concrete (LMC) mixes. The experiments are planned in such a way that the hydrogen content of the mixes is varied by controlling the mix parameters i.e., cement content, water/cement ratio and polymer/cement ratio of LMC mixes. The results are statistically analyzed. It is found that definite improvements could be achieved in neutron radiation shielding characteristics of LMC mixes as compared to ordinary concrete, with the increase in hydrogen concentration effected by changes in mix parameters.     

电子辐照加速器屏蔽墙中预埋管道倾角对辐射防护性能影响的蒙特卡罗计算

电子辐照装置屏蔽墙中总存在一些较大口径的管道如辐照电缆传输孔道,这些管道的存在势必会降低屏蔽体的局部屏蔽能力。为定量评估管道对屏蔽效果的影响,本文以3 MeV电子辐照加速器为例,采用蒙特卡罗MCNP程序分别模拟计算了电子打靶以后产生的能谱中1 MeV以下和1 MeV以上不同单能光子入射同一屏蔽体时,管道以不同角度穿透屏蔽墙时管道出口处及屏蔽墙外辐射场分布;并比较了在不同墙厚下这两个能段对管道出口处辐射场的影响程度。计算结果表明:不同单能光子入射屏蔽体,在管道穿墙角度≥45°时,管道出口处辐射场变化不再明显,对于1 MeV以下的低能光子在墙外的透射辐射场基本可忽略,对于1 MeV以上的能量光子,其墙外光子透射辐射场随角度增大影响显著;随着墙厚增加,低能光子衰减越显著,高能光子在管道穿墙夹角设计中越占据了主导地位。     

中子辐射屏蔽材料PVA/PEO水凝胶的制备及其作用研究

为研究一种新型中子辐射屏蔽材料水凝胶的制备及其对中子辐射的防护作用,应用物理交联法制备不同厚度的单纯和含有金属离子的PVA/PEO水凝胶;利用基于Monte Carlo模拟的SHIELD程序计算不同组分水凝胶对中子输运的影响,以期在理论上证实PVA/PEO水凝胶材料对2.45MeV中子辐射的屏蔽作用;采用BF3中子辐射探测器测量了K-400型高压倍加器发射的2.45MeV中子经过不同水凝胶后的中子通量变化。模拟计算结果显示,随着水凝胶厚度的增加,中子通量和能量逐渐减少;与单纯组比较,相同厚度含金属组中子数和能量减少更明显。BF3探测器测量结果显示,厚度为6—10cm的含金属组的中子通量计数减少的百分率显著高于单纯水凝胶组,辐射屏蔽效率与水凝胶厚度符合线性方程y=-4.51x+86.23,10m厚的含金属离子水凝胶中子通量计数的百分率可减低61.3?。结果表明,高分子聚合物PVA/PEO水凝胶对快中子辐射具有良好的屏蔽作用,含金属组的中子屏蔽效果明显优于单纯组。     

Development of paraffin and paraffin/bitumen composites with additions of B2O3 for thermal neutron shielding applications

In this work, paraffin and paraffin/bitumen composites with additions of boron oxide (B₂O₃) were prepared to evaluate the viscosity, flexural, and thermal neutron shielding properties for uses as thermal neutron shielding materials. The results showed that the addition of 3 wt% or 9 wt% bitumen to paraffin increased the overall flexural properties with the content of 9 wt% bitumen having the highest values. The improvement in flexural properties made the composites less brittle, stiffer, and longer-lasting. Furthermore, different contents of B₂O₃ (0, 7, 14, 21, 28, and 35 wt%) were added to paraffin and paraffin/bitumen composites to investigate the effects of the B₂O₃ contents. The results indicated that an increase in B₂O₃ contents improved the shielding properties but slightly reduced the flexural properties. Specifically for 5-mm paraffin and 5-mm paraffin/bitumen samples with 35 wt% of B₂O₃, both samples could reduce neutron flux by more than 70%. The overall results suggested that the paraffin and paraffin/bitumen composites with additions of B₂O₃ showed improved properties for utilization as effective thermal neutron shielding materials.