高含钨铝基复合屏蔽材料成分优化设计

牛昊轩，杨 剑，陈富财，莫锦涛，甘 斌

（1.中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213；2.有研工程技术研究院有限公司，北京 101400）

1 概述

高含钨铝基屏蔽材料是以高纯铝为基体，钨和碳化硼为屏蔽组元的高性能复合屏蔽材料，能够同时屏蔽γ射线、热中子和快中子，有助于实现反应堆体积小、质量轻的设计目标。本文基于X-COM及MCNP程序对材料的成份进行了优化计算，给出了不同配比下该材料的屏蔽性能及力学性能，能够为材料的最终定型提供依据。

2 γ射线线性减弱系数（μl）的理论计算

图1 不同材料的γ射线线性减弱系数与γ射线能量的关系曲线

采用X-COM程序分别计算了密度为4.1g/cm3、6.9g/cm3、8.2g/cm3、9.1g/cm3和10.0g/cm3的Al/W/B4C材料的γ射线线性减弱系数（μl），材料编号依次为：LWB41、LWB69、LWB82、LWB91和LWB10。几种材料的γ射线线性减弱系数（μl）计算结果如图1所示。

从图中可以看出，铝基复合屏蔽材料中的钨含量越高、密度越大，γ射线线性减弱系数越高。随着γ射线能量的增加，材料的线性减弱系数显著降低。

针对Co60和Cs137γ射线，这两种射线的平均能量分别为1.25MeV和662KeV。由理论计算得到当材料密度≥8.2g/cm3时，对Co60和Cs137γ射线线性减弱系数（μl）分别大于0.41cm-1和0.7cm-1，能够较好地满足工程要求。

3 热中子吸收率的理论计算

计算了不同B4C含量的铝基复合屏蔽材料（厚度25mm）的热中子吸收率。几种铝基复合屏蔽材料的密度均为8.2g/cm3，成分如表1所示：

表1 用于热中子吸收率计算的材料成分

几种材料的中子吸收率计算结果如图2所示：

从图中可以看出，随铝基复合屏蔽材料中B4C含量的升高，对热中子（能量为0.025eV）的吸收率升高。随中子能量的升高，中子吸收率呈下降趋势。在厚度为25mm时，当铝基复合屏蔽材料中的B4C含量≥0.7%时，热中子吸收率的计算值＞99%（指标值）。

图2 不同材料的热中子吸收率计算结果（厚度25mm）

4 快中子慢化的理论计算

采用MCNP程序模拟计算了14.88MeV快中子（DT中子源）穿过100mm厚铝基复合屏蔽材料（8.2g/cm3）和铅硼聚乙烯的能谱以及无屏蔽材料时的中子能谱，计算快中子对屏蔽材料的透射率，评价两种屏蔽材料对快中子的慢化效果。

铝基复合屏蔽材料和铅硼聚乙烯的成分如表2所示：

表2 用于快中子慢化模拟计算的材料成分

14.88MeV快中子及其经100mm厚的铝基复合屏蔽材料和铅硼聚乙烯慢化后的中子能谱见图3。

图3 14.88MeV快中子及其经100mm厚不同样品慢化后的中子能谱

从图中可以看出，14.88MeV的快中子穿过100mm厚铝基复合屏蔽材料和铅硼聚乙烯后，高能区中子数占比降低，低能区中子数占比升高，整个中子能谱被慢化。相比铅硼聚乙烯，铝基复合屏蔽材料对高能区快中子的慢化效果更加明显。

以中子注量衰减比来量化两种材料对快中子的屏蔽性能。材料对快中子的注量衰减比按照公式（1）计算：

式中：

FΦ(En)——材料对能量为En的中子的快中子注量衰减比；

Φ0——在未经过衰减的自由场中，试验点处的中子注量；

Φ1——在经过样品衰减后的辐射场中，试验点处的中子注量。

两种材料对14.88MeV快中子的注量衰减比计算结果见表3。

表3 两种材料对14.88MeV快中子注量衰减比

根据快中子注量衰减比进行计算，铝基复合屏蔽材料对快中子的慢化效果与同厚度的铅硼聚乙烯相比，快中子注量下降约24%。

5 结论

根据屏蔽性能计算结果并结合材料密度和力学性能指标要求，本文设计开展研制的屏蔽材料的理论密度为8.2g/cm3，其中W屏蔽组元的含量范围为75%～80%，B4C屏蔽组元的含量范围为0.5%～2.5%。同厚度下快中子屏蔽性能优于铅硼聚乙烯，γ射线屏蔽性能与优于或相当于一般钢材。