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%。     

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。     

短切碳纤维增强B4C/环氧树脂基中子屏蔽材料的力学性能优化研究

为满足工程应用领域对中子屏蔽材料力学性能的要求,采用短切碳纤维增强方法对传统的含B4C中子屏蔽材料进行了改良,研制出的新型B4C/环氧树脂基中子屏蔽材料具有良好的力学性能和屏蔽性能。重点研究了短切碳纤维含量、长度及表面处理工艺对碳纤维增强环氧树脂屏蔽材料力学性能的影响,结果表明,含10wt%B4C的碳纤维增强环氧树脂材料中树脂与纤维质量之比为5:1时,材料的拉伸强度最佳;当纤维长度为3–10 mm时,对材料拉伸性能影响较小;选用硅烷偶联剂KH-550进行纤维表面处理,能有效提高材料20%的拉伸性能。利用镅-铍中子源对含10wt%B4C碳纤维增强环氧树脂材料与含硼聚丙烯材料进行中子屏蔽比较实验,实验结果证明,该新型中子屏蔽材料能够满足中子屏蔽要求,具有良好的力学性能和广阔的应用前景。     

含硼矿物及环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能

以我国特有的含硼原矿经选矿和高炉分离后分别得到的含硼铁精矿粉和富硼渣为研究对象,用蒙特卡罗方法研究了二者及其环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,讨论了影响材料屏蔽性能的因素,确定了含硼矿物/环氧树脂复合材料合适的配比范围;得到了材料的快中子分出截面和热中子衰减系数,并与常用的混凝土屏蔽材料进行对比。结果表明：复合材料对14.1MeV快中子的屏蔽性能主要与屏蔽材料中低原子序数元素的含量有关,含硼矿物复合材料对热中子的屏蔽性能与硼元素的浓度有关,伴生γ射线光子的衰减主要与矿物材料中高原子序数元素的含量和材料的密度有关。含硼矿物复合材料中含硼矿物的最优体积比为0.4~0.6;最佳配比对14.1MeV快中子的屏蔽性能与混凝土的接近,对热中子的屏蔽性能强于混凝土的,有望作为辐射场周围混凝土屏蔽层的裂缝灌注及不规则孔洞的填补或直接制备复合屏蔽材料。     

聚乙烯(B_4C)材料对中子屏蔽性能的测定

一 引言 近年来随着核技术发展,中子在工业、农业、医学、国防上应用日益广泛,中子屏蔽问题也逐渐引起人们的重视,中子在各种材料中的减弱研究也陆续有所报导;Greene和T.Maruyama等人分别对高能中子在铁、聚乙烯、石腊、含硼木材及其组合中的减弱进行了研究。近来对各种掺杂复合材料的研究逐渐增多,Oliver提出WEP-(Water—Extended—Polyeste)掺水树脂作为中子屏蔽材料,并在其中加入W、B、Fe等元素,也有在聚乙烯中掺入W、B、Gd、Sm等元素来提高材料屏蔽性能。一般来说,中子用含氢     

耐温屏蔽复合材料的研制及性能研究

为满足核电站、乏燃料存储设施等对防护材料的耐温性、热稳定性、耐辐照性能等要求,研制四官能环氧树脂基(AGA型)耐温屏蔽复合材料。首先对基体材料的热稳定性进行分析,由热重分析(thermogravimetric analysis, TG)曲线得到其起始分解温度为353.5 ℃,200 ℃恒温储存170 h后,基体材料失重1.22%。动态热机械性能分析(dynamic thermomechanical analysis,DMA)表明,随着钨(W)含量的增加,AGA型耐温屏蔽复合材料的玻璃化温度向高温区移动并且峰型变宽。用⁶⁰Co放射源辐照50 kGy剂量,当AGA型耐温屏蔽复合材料的W含量10.5 wt%,B₄C含量3 wt%时,其辐照前后冲击强度均为最优。用²⁵²Cf中子源测试2 cm厚AGA型耐温屏蔽复合材料的屏蔽性能,当加入3 wt%的B₄C时,AGA-4耐温屏蔽复合材料的快中子透射率为50.00%。实验结果表明,AGA型耐温屏蔽复合材料具有一定的耐温性和耐辐照性能,并且密度较小。     

中子与γ射线辐照对B4C/环氧树脂屏蔽材料性能的影响

中子与γ射线辐照对屏蔽材料性能的影响直接关系到了核设施的运行安全性。本研究以B4C/环氧树脂屏蔽材料作为研究对象,对比了在1 MGy γ射线及叠加1.19×1015cm-2中子辐照两种辐照环境下屏蔽材料力学性能、断口组织形貌、特征化学产物及热稳定性能的变化规律。结果表明：持续约11.6 d的γ射线辐照及叠加持续约3 h的中子辐照后屏蔽材料力学性能持续降低,但均未降低到辐照前的50%以下,屏蔽材料在此条件下产生了辐照降解,但未发生失效。与单独的γ射线辐照相比,叠加中子辐照后屏蔽材料1H-NMR图谱δ=7附近峰的强度没有明显变化,说明未继续发生苯环上C-H键的断裂。屏蔽材料热失重50%质量损失温度T50%由辐照前的526.3℃降低到了γ射线辐照后的453.2℃及γ射线叠加中子辐照后的463.9℃,屏蔽材料辐照后热稳定性降低。     

聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料的制备工艺及性能

通过辐照接枝聚合的方法制备聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料和聚丙烯酸钐/丙烯酸铅/环氧树脂辐射防护材料,研究不同剂量γ射线照射下样品的性能差异和不同金属浓度样品的性能差异,并比较钐元素和铅元素对光子的屏蔽能力。采用X射线衍射(XRD)、傅里叶变换红外光谱(FT-IR)、扫描电镜(SEM)、能量色散型X射线能谱(EDAX)等方法研究了材料的微观结构;对材料的力学性能进行了测试和分析;用多道γ谱仪和GammaVision软件测试并分析了材料的辐射防护性能。结果表明：复合材料较纯环氧树脂力学性能得到了改善;材料制备过程中γ射线的照射剂量控制在50kGy左右为宜;稀土元素钐防护低能射线的能力强于传统的屏蔽元素Pb。     

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。