进步的中子屏蔽材料对乏燃料的储存

文摘

随着核工业的发展,乏燃料(SNF)来自核电站引起了人们的关注由于其高放射性物质,以及如何保证核设施的可靠运行和工作人员的安全占有至关重要的地位。避免致命辐照,很多功能中子屏蔽复合材料开发将快速中子转换成热能中子可以吸收高宏观横截面元素。辐照的特点核工业的发展促进了中子屏蔽材料。在这里,我们审查的最新中子屏蔽材料的储存乏燃料含有添加剂,如碳化硼(B₄C),氮化硼(BN)硼酸(H₃薄₃)和硬硼钙石。不同类型的中子屏蔽材料,包括金属基体合金、聚合物复合材料、高密度混凝土、重金属、石蜡、和其他中子屏蔽复合材料宏观横截面元素,高了。元素组成、密度和中子屏蔽材料热物性参数和力学性能也进行了总结和比较。

1。介绍

传统的煤基能源结构造成了环境污染和生态破坏,而能源和环境问题已成为可持续发展的最大的社会和经济约束(1]。已经被更多的关注清洁能源,如核能,它体现了巨大的能量。尽管核能不产生温室气体排放考虑到环境保护后,它会创建自己的waste-spent与高水平放射性核燃料并生成粒子排放或高能电磁波。大约437个核电单位操作在世界各地,总装机容量377千瓦。这些核电站产生的放射性废物350万吨,但仍每年产生10000吨。通常,乏燃料包含不同的放射性同位素,这些放射性同位素的半衰期可以持续数万年,如图1。此外,核废料可以生成α,β,γ,质子,其次伽马粒子排放,伴随着大量的中子排放(2]。因此,当务之急是促进中子屏蔽材料的研究与开发,以确保核工业的可靠运行和可持续发展。

乏燃料后处理包括直流燃料循环和回收处理,它总是涉及到乏燃料存储的问题,不管使用什么样的后处理。根据时间表,SNF的存储模式可以分为湿池存储、干燥桶存储和地质存储。在大多数情况下,SNF应该首先存储在湿池3 - 5年,拿走核燃料产生的热量和中子衰减快。虽然干燥桶存储是一个安全的存储模式,它可以从湿池放射性废物转移到现场直接干燥桶。这些桶总是使用被动空气冷却,不需要其他系统。干燥桶储存模式可以持续几十年来由于其优越性。提出了一定的物理和化学变化的过程发生在干燥桶存储,包括辐照损伤和他积累和迁移由于放射性物质在乏燃料4]。通常情况下,中子可以轻易穿透大多数材料和与原子的原子核相互作用,因为中子没有电荷,并可能导致排放通过核裂变核能源。这种能量可以在范围和对人类和环境造成致命的损害。因此,它必须立即屏蔽中子屏蔽材料的支持。

通常,中子屏蔽材料是由金属、非金属、复合材料、高分子复合材料或化合物。中子屏蔽物质总是高宏观中子吸收截面,如硼(B)、镉(Cd)、(Ag)、银铟(中)、铪(高频),铕(欧盟),(Gd)钆、镝(Dy)。辐射屏蔽材料及其发展已成为研究的重点,以满足所带来的挑战的要求无毒、低密度和优异的物理性质。这项工作的主要目的是提供辐射屏蔽材料的研究基础,为中子屏蔽材料的研究方向和应用前景。

2。中子屏蔽机制

强的电中性的中子穿透能力主要是由核裂变和不容易受到静电力的影响。根据能级,它们通常分为热能中子(0.025 eV),减缓中子(1 keV - 0.025 eV)中能中子(100 keV-1 keV),快速中子(100 keV-10兆电子伏),和高能中子(能量高于10兆电子伏)。通常情况下,中子屏蔽材料,作为中子版主和中子吸收剂,可以缓解快速中子吸收热能中子,因此降低中子传动比和确保安全阈值内的辐射剂量。图2介绍了中子的示意图说明吸收机制。中子屏蔽材料需要中子屏蔽性能和抗中子辐照的影响(5]。中子屏蔽材料的主要问题集中在规划和设计的组件组成,包括重元素快速中子相互作用通过非弹性散射,光元素作为主持人和热能中子反应通过弹性散射和硼元素高的中子吸收截面,达到的目的,通过这些物质的协同反应中子屏蔽。

另一方面,中子屏蔽材料是由辐射电阻的相对密度、显微组织、职位空缺,间质内缺陷(6]。通常,中子辐照损伤产生空位和间隙原子,和间隙原子迅速采取行动,材料的表面,导致体积膨胀,导致空缺的外观。此外,这些缺陷都倾向于聚合和带来更大的位错运动的阻力,导致硬化和脆化的中子屏蔽材料。他组合泡沫生成晶界或其附近的材料。间隙缺陷的运动所产生的中子辐照引起的肿胀中子屏蔽材料和界面结构进化的间隙缺陷纳米材料,如图3。此外,研究人员注意到仿真分析作为补充实验探索材料在原子层面的行为。

3所示。材料和性能

中子吸收剂用于控制乏燃料存储系统的临界状态,包括用硼酸处理不锈钢,B₄C /铝复合、非晶态合金和B /铝合金。中子屏蔽材料含有聚合物基复合材料、高密度混凝土、重金属、石蜡、和其他中子屏蔽材料添加剂,如六角氮化硼(h-BN),碳化硼(B₄C)、硼酸、硬硼钙石、镉(Cd),钆(Gd)和氧化钐(Sm₂O₃)填料。屏蔽材料呈现良好的中子屏蔽性能效率,可以有效地屏蔽中子通过弹性和非弹性散射。

3.1。中子吸收剂

3.1.1。用硼酸处理不锈钢

用硼酸处理不锈钢含有一定量的自然或富集硼(0.20到2.25 wt %)。因为硼(B)被认为是一个有效的热中子屏蔽元素,用硼酸处理不锈钢有限的硼元素被广泛应用于核工程领域几十年(8]。高boron-containing钢,特别是用硼酸处理不锈钢与硼含量从1%到2%不等,最大的消费是一个辐射防护材料。具有优良的快中子缓和属性,热中子吸收特性,伽马射线屏蔽性能,结合优秀的物理性质。然而,过度的增加将导致硼脆弱的形成阶段(铁、铬)₂B,从而导致更低的热延性和增加的难度制备硼酸不锈钢,由于低溶解度限制用硼酸处理硼的不锈钢。另一方面,过度的硼元素导致耐蚀性与硼化形成的退化(9)和减少热延性等力学性能,塑性、韧性和机械加工性。有必要考虑微观结构,机械性能和中子屏蔽性能的含硼不锈钢(10)和次要的影响辐照中子传动比,使不锈钢的内部结构的变化(11]。图4演示了有效倍增系数之间的关系K_eff)和硼含量和微观结构的示意图表示基于MCNP模拟。此外,热稳定性和显微组织的变化用硼酸处理不锈钢已经评估,如老化对不锈钢的力学性能的影响,差热分析,低速冲击测量(12]。此外,老化的影响在不同温度对晶粒尺寸的变化也检查了。的成形性和可焊性用硼酸处理不锈钢也探索改善焊接接头的韧性,为了扩大使用含硼不锈钢领域的核能工程(13]。主要关心的是如何改善或消除网络结构,以获得均匀分布的硼化层和促进boron-containing材料的高耐磨性,这也是高含硼不锈钢的主要问题调查。进一步研究氦辐照条件下形成及其形成机制仍在继续。

3.1.2。B₄C /铝复合材料

B₄C / Al复合组成的均匀分布的B₄C颗粒在铝基体,是研究最广泛的材料之一,在工程领域14]。的微观结构、力学性能和中子衰减B的性能₄C /铝复合强化微/纳米粒子被广泛研究,及其制备方法包括真空热压其次是热轧(15),其次是热压成型机械合金化方法(16]或火花等离子烧结(SPS) [17),搅拌铸造技术紧随其后的是冷挤压(18]。B的影响₄C含量对B的微观结构和力学性能₄C /铝复合系统地调查。然而,阿尔之间严重的界面反应和B₄C粒子发生在界面,所提出的副产品都倾向于聚集,导致硼的非均匀分布和复合材料的力学性能恶化,呈现在图5。通常情况下,有必要添加一定量的钛(Ti)在金属冶炼过程中降低界面反应的程度。为了减少次生伽马射线辐照,小说中子屏蔽B₄C /铝复合含钆(Gd) (B (15%₄C + 1% Gd) / Al)由真空热压了(19]。宏观传输截面(Σ)(15% B₄C + 1% Gd) /铝复合高达21.3厘米⁻¹,Gd的加入可以取代B的一部分₄C含量复合,可以增加复合材料的塑性,同时保持中子屏蔽性能。

3.1.3。碳纳米管(碳纳米管)

其他一些研究关注的影响碳纳米管(CNT)铝基复合材料的力学和中子辐照性能,由于辐照性能优异的问。B的相对机械和热性能₄C /问通过热成型工艺实验研究,而铝复合材料用作添加剂(20.),问的影响内容B的热力和机械性能₄C / CNT复合材料也评估中子辐照损伤的持续时间。此外,碳纳米管的分散铝是探索提高辐射电阻(21]。0.5 wt % Al / CNT的拉伸性能综合提高拉伸延性的材料并不是严重影响辐射后,降低无效/孔隙的体积分数高每原子位移(DPA)。辐照损伤可以生成氦积累的除气和其他裂变气体和气体积累问题提供指导。图6介绍了形状变化的示意图说明问,重组,氦除气。在离子辐照下,问的解体和高能离子,形成碳化铝和重组CNT螺旋结构从低能量离子表示。图7展品的制作过程和Al /问复合材料的微观结构和力学性能和测试结果证明碳纳米管的分散颗粒抗拉强度提高,而牺牲的延性。

此外,氦行为,泡沫的形成,及其进化过程中中子辐照,B₄C /铝复合深入调查(22),结果表明,氦泡沫铝矩阵与B相比太大得多₄C增援氦离子辐照后的强度为1.5×10¹⁷离子/厘米²;此外,泡沫生成的接口或附近的面向。质子辐照的,泡沫区沿着矩阵晶界出现。的微观结构演化15 wt % B₄C /铝复合材料由liquid-stirring过程也是探测(23]。图8介绍了中子B的传播₄与不同的B C /铝复合₄C分数,和Cd盘与0.5毫米的厚度进行比较。

3.1.4。非晶态合金

非晶态合金,作为热吸收材料,具有独特的优势传统的铸坯碳,包括物理和化学性质的稳定性和合金元素均匀分布,以确保非晶态合金具有良好的耐蚀性和中子屏蔽性能(24,25]。硼元素的非晶合金具有高分数已经发展为减少乏燃料的辐照剂量,和中子传动比以及耐蚀性也决定(26]。此外,研究了非晶态合金力学性能在实际SNF存储应用程序保证核设施的安全,特别是在高放射性的乏燃料的储存。非晶合金作为热喷涂涂层可以喷洒在乏燃料容器。这些非晶合金接受一系列的耐腐蚀性能进行了测试和长期辐照损伤测试。此外,boron-containing非晶带铁的性能_72−xB_25−x莫₃Cr_x(x= 0、5、10、15或20在核工程应用分析了(%)27]。测试结果表明,boron-containing无定形丝带与一定量的铬呈现令人满意的中子屏蔽性能和良好的机械性能,如拉伸性能和弯曲性能。此外,中子屏蔽材料的耐腐蚀性能有很高的要求,以确保足够的一生乏燃料储存设施。统一的防护层与一定量的铬元素可以被成功地准备,准备的非晶态合金具有良好的耐蚀性,这可以归因于Cr在非晶合金的均匀分布28,29日]。

3.1.5。B /铝合金

在某种程度上,B /铝合金类似于用硼酸处理不锈钢,由于低溶解度的硼铝。只有数量有限的硼和铝相互反应,和丰富的硼化的形成晶界合金材料的脆性增加。如果硼中子吸收材料有限的内容用于乏燃料池,核反应的关键控制不能保证。因此,乏燃料存储材料通常是结合¹⁰确保高的复合B-enriched中子¹⁰B面密度,避免过量的硼的加入和材料加工性能的严重恶化。

EaglePicher公司开发两个不同的中子吸收材料,1100铝合金和6351铝合金,硼含量从0.5%到4.5%和0.5%到2.5%,分别为(30.]。为了准备锭更均匀分布的硼元素,钛盐添加一定浓度。B / Al合金具有良好的耐腐蚀性能在80°C去离子水,硼酸在水溶液,是本地的点状腐蚀与PH值从4.5到6.5不等。没有明显的尺寸变化或中子剂量的辐射损伤干燥存储容器设计寿命下的B /铝合金中子辐照(1×10¹⁷nvt)。表1介绍了中子屏蔽金属合金材料的优点和缺点。

3.1.6。中子吸收材料包含Cd和Gd元素

镉是一种柔软、韧性、延性青白色二价金属,广泛应用于电池、电镀、传感器、颜料和核能工程。镉元素应用于核能工程时,必须添加一层涂料,如不锈钢由于其强度差,毒性高,耐蚀性较低。另一方面,钆(Gd)两种类型的同位素中子吸收截面高,这也是一个优秀的中子吸收材料。这种材料可以用作一种中子吸收材料长期乏燃料储存和使用尤卡山核废料储存设施。力学性能、焊接性能、耐蚀性和中子吸收行为的研究了Gd合金在爱达荷州国家实验室。然而,中子吸收材料的生产仍处于实验室阶段。

此外,含锂化合物的材料已经开发为中子吸收剂(31日,32]。原因在于,通过非放射性锂原子核吸收热能中子⁶李(n) T反应。一个有效的方法制备高密度的生活丸,适合自营中子屏蔽功能,开发(33]。

3.2。中子屏蔽材料

3.2.1之上。聚合物基复合材料

聚合物基复合材料生产的候选中子衰减由于以下原因。首先,高分子复合材料,含有氢元素的含量高,有最小的原子直径和可以快速中子转换成热能中子有效;其次,他们比金属基复合材料更轻,和功能性高分子复合材料可以用作结构材料结合微或纳米粒子时,胡须,纤维和管。聚合物复合材料也有合理的结构,机械性能,满足辐射屏蔽性能等。34]。有机聚合物,通常具有高氢含量是最好的调节物质,对快速中子慢化具有明显的影响,和氢原子与最小的原子直径,包含在聚合物复合材料,也是一种理想的热中子屏蔽。为了进一步加强中子屏蔽性能,boron-containing中子吸收剂通常是添加到有机聚合物。有机聚合物,主要包括高密度聚乙烯(HDPE) [35)、环氧树脂(EP) (36),酚醛树脂(37)、聚酰亚胺树脂(π)38)和三元乙丙橡胶(39),通常用于辐射防护工程高分子材料,而boron-containing材料包括B₂O₃BN, B₄C,硬硼钙石总是用作中子吸收剂。据报道,¹⁰B-containing材料碳化硼、氮化硼等优秀的中子吸收剂,其中氮化硼是唯一可用的工程材料。氮化硼纳米管(BNNTs)目前非常昂贵,而氮化硼纳米颗粒可以很容易地获得氮化硼粉末通过声波降解法离心方法。此外,高分子材料富含低原子序数的元素,例如氢被证明是合适的候选人为中子屏蔽。

添加boron-containing材料后,硼和氢可以捕获热与新兴的次生伽马射线和中子增强热中子吸收能力。聚合物中子屏蔽材料通常是准备通过高速搅拌、揉捏、塑化、层压。结果表明,聚合物复合材料具有良好的工程性质和尺寸稳定性与满意的辐射电阻,适合工程应用,温度从80°C到100°C。随着辐照剂量的增加,测试结果表明,排放气体包括H₂、有限公司₂、公司和CH₄高分子复合材料的尺寸和质量衰减显著变化。与金属合金材料相比,有机聚合物中子吸收材料更容易受到辐照损伤。长期照射通常降低了聚合物的分子量,降低软化温度和增加材料的溶解性在一定程度上。

作为应用最广泛的高分子材料之一,高密度聚乙烯(HDPE)开发应用中子屏蔽领域的工程,但HDPE的明显缺点是玻璃转移温度较低(90°C)。此外,氢的热中子俘获伴随着次生伽马射线,可致命的人类。因此,研究人员开发中子屏蔽与耐高温树脂,例如,KRAFTON-HB4 (150°C) [40),含硼元素减少次生伽马射线的辐射剂量以环氧树脂为基础,和EPONITE (200°C) [41]。最近,boron-containing聚合物作为一种新型中子屏蔽树脂的耐热的阻力300°C研究[42]。与硼面密度的增加,中子屏蔽性能可以提高提高热能中子,中子屏蔽聚合物之间的碰撞43]。

(1)乙₄C或BN / HDPE。高密度聚乙烯(HDPE)是一种非常有效的中子屏蔽热塑性聚合物和显示良好的衰减行为由于其高氢含量(重量的14.4%)。这也是最常见的聚合物用于中子屏蔽工程。提出了HDPE的化学成分表2。在辐照气氛下,氢元素包含在HDPE可以捕捉热能中子通过¹H (n,γ)²H与热中子吸收截面的反应,在室温下0.33的谷仓。它总是伴随着发出γ射线的能量2.2兆电子伏。这些γ光线会影响聚合物复合材料的物理性质和降解高分子复合材料在某些情况下的力学性能。另一方面,快速中子碰撞时可以减毒与氢元素,和被硼元素添加到HDPE通过¹⁰B (n,α)⁷李反应(44]。与此同时,据报道,¹⁰B-containing材料,如碳化硼(B₄C)和氮化硼(BN)是优秀的中子吸收剂由于其巨大的热中子吸收(45]。然而,这些复合材料填料用于硼遭受缺乏与HDPE基体界面附着力,导致有限的改善甚至物理辐射屏蔽性能衰变的HDPE / BN或B₄C复合材料(46]。由于穷人粒子和聚合物之间的接触角,填充物应该首先功能化。Alkoxysilanes,作为使用最广泛的材料之一,可以通过羟基活化填料的表面。图9说明了B (a)的影响₄C和(b)硅烷未经处理或处理的氮化硼的抗拉强度和弹性模量矩阵HDPE复合材料。

另一方面,一种三明治的B₄基于c的中子屏蔽由碳纤维复合材料加固了(47]。碳纤维增强B₄基于c的中子屏蔽复合材料增强不仅热中子屏蔽性能,而且机械和热稳定性。这是归因于B的适当的组合₄C具有良好的辐射屏蔽属性和碳纤维有良好的抗拉强度和热导率。此外,颗粒大小的影响和B的内容₄C粒子在HDPE / B的热中子屏蔽性能₄C复合也研究了基于实验和模拟研究[48]。它可以得出的结论是,意思是B的大小₄C粒子及其分布会影响热能中子,中子屏蔽复合材料之间的碰撞,结果影响中子屏蔽性能。

中子屏蔽性能的聚合物复合材料,由高密度聚乙烯与不同数量的修改碳化硼,随B的体积分数₄C粒子复合矩阵。然而,碳化硼和热氧化老化的影响复合材料的力学性能和肿胀不同溶剂也在这些复合材料研究49]。

(2)环氧树脂。环氧树脂呈现多种形式,伴随着强大的附着力和高的机械性能,而且腌制后表现出良好的化学稳定性。总是结合纤维等增援,胡须和粒子。复合材料准备使用各种方法来形成一个复杂的增援和聚合物之间的相互作用,影响宏观和微观形态、聚合物基复合材料的力学性能和耐久性。系统中,宏观性质可能会根据不同材料之间的界面粘结退化。据报道,平均尺寸、长宽比和内容的增援部队至关重要的聚合物复合材料性能的影响因素(50,51]。通常,聚合物复合材料与低浓度的增援部队表现出高机械性能由于填料分布一致,但当含有更高的分数的₄C颗粒,沉积和聚集在聚合物基质中可以观察到,导致可怜的B之间的附着力₄C粒子和环氧树脂,降低机械强度和耐久性。因此,硅烷偶联剂,结合超声波分散过程中,已经广泛应用于改善环氧树脂聚合物和填料之间的附着力,提高相对耐久性。相关研究表明,羟基和附着力。这债券可以提高通过共价键的形成和硅烷缩合。均匀分散的B₄C粒子和环氧树脂之间的界面附着力好,B₄C粒子的帮助下可以观察到超声波分散技术(36),因为一致的填料分散聚合物实现令人满意的机械性能是至关重要的。

与此同时,功能性epoxy-based复合材料B的混合物₄C, Al (OH)₃,和PbO填充物已经准备使用超声波分散方法(52]。结果表明,这种分散的方法保证良好的润湿性增援和环氧树脂之间有效地增强附着力。通过添加不同填料的环氧树脂,可以创建一个协同效应在不同材料的超声分散,因此增加的相对性能如力学性能、阻燃性、热降解行为和中子传动比。此外,钼(Mo)粉添加到环氧树脂以提高环氧树脂的中子屏蔽性能,找出最佳epoxy-molybdenum比(53]。epoxy-based复合材料的中子屏蔽性能进行优化的环氧/ Mo成分比例,相比与其他中子屏蔽材料,如不锈钢、石蜡、B₄C粒子,和高密度混凝土。另一方面,聚合物复合使用超声波分散过程的抗拉强度是维持整洁EP矩阵的测试结果相比,在综合治疗的抗拉强度明显下降。

(3)聚酰亚胺树脂。为一体的高性能聚合物,聚酰亚胺(PI)树脂是众所周知的由于其出色的热稳定性随温度高达400°C,高耐辐照、良好的化学稳定性,粘合剂,和电气绝缘性能54]。此外,π树脂的拉伸强度没有添加剂超过100 MPa,和PI薄膜的抗拉强度达到约90%即使5×10⁷Gy辐照。各种纯聚酰亚胺或polyimide-based聚合物复合材料被开发出来,和大多数复合材料投入使用在电子或微电子组件和航空。一些作品集中在一个灵活的聚酰亚胺薄膜的制备与高电气绝缘和导热性好,这是由功能化氮化硼(f-BN)和缩水甘油methacrylate-grafted石墨烯(g-TrG)混合π树脂(55]。六角氮化硼(h-BN)增强PI-based复合材料也已经准备与功能化h-BN alkoxysilane粒子的混合物和polyamic酸通过各种amidization和亚胺化反应过程(56]。另一方面,聚酰胺树脂已经准备利用中子屏蔽复合材料混合使用不同的配置(5/4,4/3,3/2,2/1)使用热成型工艺在大气环境中,堆积的中子屏蔽层组成的复合,AA6061板、铝和碳纤维增强PI复合材料(57]。中子屏蔽性能的测试结果说明混合复合材料减少明显的增加配置,由于增强¹⁰B复合材料的面密度。碳纤维的影响复合材料的中子屏蔽性能也考虑在内。聚酰亚胺树脂的应用前景是光明的,它可以用来在升高温度由于其高温。一些研究人员调查了耐热涂硼树脂温度为300°C的中子屏蔽,以满足应用程序的需求。

(4)乙烯丙烯二烯单体(三元乙丙橡胶)。作为合成树脂之一,三元乙丙橡胶是一个很好的候选人中子屏蔽工程由于其高氢分数。它具有杰出的辐射稳定性γ辐照剂量为1.178 kGy的之后,这是一个潜在的聚合物材料作为中子屏蔽的矩阵与中子吸收剂混合功能。奥兹德米尔et al。39)准备了三元乙丙橡胶与硼酸混合中子慢化剂和吸收器,及其硫化动力学也一直在探索,深入理解硫化行为的硼酸。另一方面,灵活的三元乙丙橡胶与三氧化二硼的研究,及其热、机械、和中子屏蔽性能也检查(58]。测试结果说明,灵活组合作为一个有效的中子屏蔽材料满足先进复合材料的需求。

此外,一些研究确定三元乙丙橡胶的中子屏蔽行为嵌铅填料使用蒙特卡罗模拟(59)和热物性参数和力学性能参数调查的电子束辐照HDPE / EPDM混合的triallyl氰尿酸盐(60]。填料含量对力学性能的影响和中子屏蔽性能估计,在考虑通过能量耗散能量的变化。

3.2.2。混凝土

混凝土是使用最广泛的材料之一,在核设施盾伽马射线和中子,它可以很容易地塑造成复杂形状的建设和维护成本较低。混凝土具有良好的结构性能和适用于屏蔽中子和质子相比与其他屏蔽物质(61年]。根据防护要求,各种类型的混凝土具有不同密度和组合使用。辐射衰减混凝土主要在于类型的聚合、水灰比、元素组成、和水分含量除了混凝土的密度。此外,操作温度起着至关重要的作用在决定中子屏蔽性能由于水分的丧失和微裂缝62年]。另一方面,聚合物混凝土如glass-polymer-concrete三元混合复合材料组成的三元混合混凝土和玻璃废物和聚合物强化和粘结剂,研究[63年],相对化学、热力学和力学性能研究。与年龄有关的抗压强度增加到最大值为52.43 MPa在10%和8%的比例由玻璃粉末的质量和聚合物,分别,而导热系数的最佳标本为0.73 W / m·K相比传统1 (1.2 W / m·K)。混凝土的碳化硼作为细骨料准备测试衰减属性通过混凝土/ B的衰减系数₄C (64年]。这是表明,衰减系数的标本20 wt %的B₄C是0.299厘米⁻¹,而没有B的样本₄C是0.238厘米⁻¹。

另一方面,小说高密度磁铁矿混凝土与不同的配置被开发为一个有效的中子屏蔽材料(65年),而中子屏蔽性能的低活化混凝土是确保高密度测量混凝土与最佳屏蔽效率。混凝土与普通混凝土相比,高密度磁铁矿展览一个明显的优势,使其更具竞争力。此外,WinXCom和NXcom程序被用于调查十二的伽马射线和中子屏蔽混凝土样本有或没有矿物添加剂,为了降低难度,提高效率(66年]。线性衰减系数、总质量衰减、半值厚度,有效原子序数,原子截面与不同的光子的能量已经被测试和计算。

3.2.3。重金属

重金属的中子屏蔽效率与辐射源的类型和它的能量水平。重金属如铅、铋、钡和其他高原子序数材料已经准备减弱致命的辐射射线。目前,各种类型的重金属氧化物玻璃,包括铋硼硅玻璃(67年),二进制硅酸铋眼镜(68年)、硅酸盐和硼酸重金属氧化物玻璃(69年),已经开发替代含铅眼镜以满足中子屏蔽性能。实际上,原子序数较高的材料不能阻止或吸收所有类型的辐射释放核辐射来源,特别是核实验室的发射辐射。通常,放射性屏蔽仪器由氧化铅和铅氧化物/钨锡复合材料衰减或吸收不良辐射很重且笨重,不符合要求的轻质材料的应用。随着核能工程的发展,对新型屏蔽材料的需求增加了应用特殊的辐射情况下根据辐射类型。

3.2.4。石蜡

作为一个早期的适用材料、石蜡广泛用于核能工程由于其高分数的氢元素,就像聚乙烯或水在某种程度上。石蜡层缠绕在辐射源可以适度的高能中子,中子快速转换成热能中子。它总是与其他物质相结合丰富的中子吸收元素,比如paraffin-boric酸中子屏蔽块(70年]。硼酸含量低的含硼石蜡是不太明显的中子吸收剂的热,而石蜡含量高的不能有效地减弱快速中子。中子屏蔽用硼酸处理石蜡性能的评价^241年Am-Be中子源和伽马射线传输计算并与其他适用的材料。测试结果说明,用硼酸处理石蜡可以适度快速中子辐射源发出更有效地比其他材料,因此提高碰撞概率¹⁰B核和促进热能中子吸收剂。另一方面,一个沉重的伽马射线探测器进行了屏蔽,与中子吸收中子屏蔽性能验证实验。

4所示。结论

核电的快速发展,储存乏燃料和交通安全已经成为不可避免的问题。实现高密度存储的乏燃料,中子吸收材料已经变得越来越重要。目前,最具挑战性的问题是考虑乏燃料的处理地质资料库因为乏燃料的半衰期可以持续成千上万年。在短期内,强大的辐射光束β和γ射线辐射,而放射性物质的主要辐射的自然衰变锕系元素,这是最重要的长期的辐射来源。与此同时,释放了放射性核素的流动和长期储存乏燃料必须考虑在内。

越来越多的中子屏蔽材料已提出要求,包括(1)低密度和良好的物理性能,结合高中子节制和热中子吸收截面;(2)足够的结构性质和强度;和(3)制备不同类型的组件适用于组装。后考虑到中子屏蔽性能、承载能力和力学性能的中子屏蔽材料在高温,他们有巨大的应用潜力领域的核反应堆,加速器,和中子的温室气体排放国,尤其是对乏燃料的存放架。这项工作可以为优化设计提供了理论依据和实验制备新颖的中子屏蔽材料。

的利益冲突

作者没有任何商业或关联利益代表的利益冲突与提交的工作。

确认

作者欣然承认金融支持从清局域网的基金项目,江苏省自然科学基金的高等教育机构(17 kjb430006)和基础淮安科技项目(HAB201838、HAP202008和HAB202069)。最后,作者感谢飞达Chen博士从NUAA,帮助测试。

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