高含鎢鋁基復合屏蔽材料成分優化設計

牛昊軒，楊 劍，陳富財，莫錦濤，甘 斌

（1.中國核動力研究設計院 核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都 610213；2.有研工程技術研究院有限公司，北京 101400）

1 概述

高含鎢鋁基屏蔽材料是以高純鋁為基體，鎢和碳化硼為屏蔽組元的高性能復合屏蔽材料，能夠同時屏蔽γ射線、熱中子和快中子，有助于實現反應堆體積小、質量輕的設計目標。本文基于X-COM及MCNP程序對材料的成份進行了優化計算，給出了不同配比下該材料的屏蔽性能及力學性能，能夠為材料的最終定型提供依據。

2 γ射線線性減弱系數（μl）的理論計算

圖1 不同材料的γ射線線性減弱系數與γ射線能量的關系曲線

采用X-COM程序分別計算了密度為4.1g/cm3、6.9g/cm3、8.2g/cm3、9.1g/cm3和10.0g/cm3的Al/W/B4C材料的γ射線線性減弱系數（μl），材料編號依次為：LWB41、LWB69、LWB82、LWB91和LWB10。幾種材料的γ射線線性減弱系數（μl）計算結果如圖1所示。

從圖中可以看出，鋁基復合屏蔽材料中的鎢含量越高、密度越大，γ射線線性減弱系數越高。隨著γ射線能量的增加，材料的線性減弱系數顯著降低。

針對Co60和Cs137γ射線，這兩種射線的平均能量分別為1.25MeV和662KeV。由理論計算得到當材料密度≥8.2g/cm3時，對Co60和Cs137γ射線線性減弱系數（μl）分別大于0.41cm-1和0.7cm-1，能夠較好地滿足工程要求。

3 熱中子吸收率的理論計算

計算了不同B4C含量的鋁基復合屏蔽材料（厚度25mm）的熱中子吸收率。幾種鋁基復合屏蔽材料的密度均為8.2g/cm3，成分如表1所示：

表1 用于熱中子吸收率計算的材料成分

幾種材料的中子吸收率計算結果如圖2所示：

從圖中可以看出，隨鋁基復合屏蔽材料中B4C含量的升高，對熱中子（能量為0.025eV）的吸收率升高。隨中子能量的升高，中子吸收率呈下降趨勢。在厚度為25mm時，當鋁基復合屏蔽材料中的B4C含量≥0.7%時，熱中子吸收率的計算值＞99%（指標值）。

圖2 不同材料的熱中子吸收率計算結果（厚度25mm）

4 快中子慢化的理論計算

采用MCNP程序模擬計算了14.88MeV快中子（DT中子源）穿過100mm厚鋁基復合屏蔽材料（8.2g/cm3）和鉛硼聚乙烯的能譜以及無屏蔽材料時的中子能譜，計算快中子對屏蔽材料的透射率，評價兩種屏蔽材料對快中子的慢化效果。

鋁基復合屏蔽材料和鉛硼聚乙烯的成分如表2所示：

表2 用于快中子慢化模擬計算的材料成分

14.88MeV快中子及其經100mm厚的鋁基復合屏蔽材料和鉛硼聚乙烯慢化后的中子能譜見圖3。

圖3 14.88MeV快中子及其經100mm厚不同樣品慢化后的中子能譜

從圖中可以看出，14.88MeV的快中子穿過100mm厚鋁基復合屏蔽材料和鉛硼聚乙烯后，高能區中子數占比降低，低能區中子數占比升高，整個中子能譜被慢化。相比鉛硼聚乙烯，鋁基復合屏蔽材料對高能區快中子的慢化效果更加明顯。

以中子注量衰減比來量化兩種材料對快中子的屏蔽性能。材料對快中子的注量衰減比按照公式（1）計算：

式中：

FΦ(En)——材料對能量為En的中子的快中子注量衰減比；

Φ0——在未經過衰減的自由場中，試驗點處的中子注量；

Φ1——在經過樣品衰減后的輻射場中，試驗點處的中子注量。

兩種材料對14.88MeV快中子的注量衰減比計算結果見表3。

表3 兩種材料對14.88MeV快中子注量衰減比

根據快中子注量衰減比進行計算，鋁基復合屏蔽材料對快中子的慢化效果與同厚度的鉛硼聚乙烯相比，快中子注量下降約24%。

5 結論

根據屏蔽性能計算結果并結合材料密度和力學性能指標要求，本文設計開展研制的屏蔽材料的理論密度為8.2g/cm3，其中W屏蔽組元的含量范圍為75%～80%，B4C屏蔽組元的含量范圍為0.5%～2.5%。同厚度下快中子屏蔽性能優于鉛硼聚乙烯，γ射線屏蔽性能與優于或相當于一般鋼材。