核堆用屏蔽结构一体化BPb复合材料组织与力学性能研究.doc

摘要 昆明理工大学硕士学位论文
摘 要

核能利用显示一个国家的综合实力，是国防力量和国民经济水平的重要标志。如今，屏蔽材料市场竞争日趋激烈，日益受到研究者们的高度重视。各国均投入了大量的人力和物力对辐射屏蔽材料进行深入研究，发达国家特别是美国、日本、俄罗斯等国己形成生产各种类别和系列规格的屏蔽材料产业。其中高强Pb基合金辐射屏蔽材料集屏蔽功能和结构材料性能为一体。
然而，现在国内外高强铅基屏蔽材料的研制报告不多。所以本课题“核堆用屏蔽/结构一体化B/Pb复合材料组织与力学性能研究”有待填补国内具有自主知识产权的屏蔽材料研制技术空白，具有积极意义。研究工作及结果主要包括：
(1)以含硼相和铅为主要组元，进行成分和结构设计，制备出了兼有中子和γ射线屏蔽特性和一定力学承载能力的集屏蔽/结构一体化的核屏蔽材料。
(2)通过组织形貌分析和力学试验，研究含硼相的弥散细化与调控方法。结果表明，含硼相在合金中分布均匀，且粒径小。经过检测，材料的强度达228MPa，硬度为156HBS。
(3)含硼相的比例、形态和分布对材料强度和塑性的影响规律。
(4)找出进一步提高材料强度和塑性的方法和技术途径。结果发现，合金具有一定的塑性，可以通过挤压等传统工艺改善其组织、强度和延伸率。
文章对高强Pb基合金进一步的研发工作及应用前景进行了初步讨论。

关键词：屏蔽材料，弥散细化，强度，塑性。

Abstract
The use of nuclear energy which shows a national overall strength, is an important indicator of national economic levels and national defense. Nowadays, the market of shielding materials becomes more competition, increasingly attracted researchers to it. Many countries have invested a tremendous amount of manpower and materials to in-depth studies of radiation shielding materials. The developed countries, especially the United States, Japan and Russia, have formed their own series of specifications and the production of various types of shielding materials industries. The high-strength lead-based radiation shielding alloy collect shielding properties and structure material function to integration.
However, the high-strength lead-based shielding materials study rare in abroad. The subject" research of nuclear reactor shielded/structural integration B/Pb composites structure and mechanical properties" can be filled the blank of internally shielding materials technologies with independent intellectual property rights, and is of positive significance.
(1)With B phase and Pb as the main elements, constituents and structure are designed, a setting shielded/structural integration nuclear shielding materials with the neutron and gamma-ray shielding and the mechanical bearing capacity is prepared.
(2)Through analysis of the morphology and mechanical tests, the diffusing refinement and control methods of B phase are studied. The results show that the B phase in the alloy have uniform distribution and small diameter. After testing, the material strength is about 228MPa and hardness is 157HBS.
(3) Laws about the ratio, morphology and distribution of the B phase impacted to strength and ductility of the shielded/structural integration materials are researched.
(4) The ways to enhance strength and ductility of the shielded/structural integration materials are further founded. The results show that the alloy has certain plasticity. The traditional squeezed process can improve its microstructure, strength and elongation.
This paper also primarily discuss the farther development and applied prospects of the high-strength lead-based alloy.

Key words: shielding materials, diffusing refinement, strength, plasticity

Ⅱ
目录 昆明理工大学硕士学位论文
目 录
摘要……..………………………………………………………………………………………………ⅠABSTRACT…..……………………………………………………………………………………… .........Ⅱ
第一章 绪论 1
1.1 研究背景及意义 1
1.2 射线对人的危害 2
1.3 辐射防护标准 3
1.4 对屏蔽材料的要求 3
1.5 屏蔽材料的研究现状 4
1.5.1射线屏蔽材料的研究现状 4
1.5.2核辐射屏蔽材料的研究现状 6
1.6 铅、硼的屏蔽效果及应用 9
1.6.1铅元素的屏蔽效果及应用 9
1.6.2硼元素的屏蔽效果及应用 10
1.7 屏蔽材料存在的问题 11
1.8 课题研究的意义及主要内容 13
第二章 屏蔽/结构一体化B/Pb复合材料的设计原理与研究方案 15
2.1 引言 15
2.2 射线的屏蔽原理 15
2.3 γ射线（X射线）与物质相互作用机理简述 16
2.3.1 光电效应 16
2.3.2 康普顿效应 17
2.3.3 电子对效应 17
2.4 辐射防护吸收材料的制备原则 17
2.5 结构屏蔽一体化屏蔽材料的制备方案 18
2.5.1 金属基复合材料的复合理论分析 18
2.5.1.1 力学性能的复合准则 18
2.5.1.2 复合材料的相容性 19
2.5.1.3 复合材料的界面 20
2.5.1.4 金属基复合材料的制法及特性 21
2.5.1.5 金属基体与增强材料间的相互作用及润湿性 22
2.5.2 硼与铅结合界面的相容性解决方案 22
2.5.2.1 硼-铅非混溶体系分析 22
2.5.2.2 制备技术分析 23
2.5.3 一体化复合材料的制备方案 23
2.5.3.1 B/Pb复合材料的工艺路线 24
2.5.3.2 B/Pb复合材料的技术路线 24
2.6 本章小结 25
第三章 屏蔽/结构一体化B/Pb复合材料显微组织研究 26
3.1 引言 26
3.2 富铅基材料微观组织分析 26
3.2.1 金相组织分析 26
3.2.2 材料XRD分析 27
3.2.3 材料微观组织SEM分析 28
3.2.3.1 成分变化对组织的影响 28
3.2.3.2 形变对组织的影响 33
3.3 本章小结 35
第四章 屏蔽/结构一体化B/Pb复合材料力学性能分析 36
4.1 引言 36
4.2 力学性能测试与分析 36
4.2.1 材料的密度测试及分析 37
4.2.2 材料的强度测试 37
4.2.2.1 试样准备 38
4.2.2.2 试样强度测试结果分析 38
4.2.3 材料的硬度测试 40
4.2.4 材料强度与硬度的关系 41
4.2.4 材料的断口分析 42
4.3 本章小结 43
第五章 结论与展望 45
5.1 结论 45
5.2 展望 45
致 谢 47
参考文献 48
附录 A 52
附录 B 53

IV
第一章 绪论 昆明理工大学硕士学位论文
第一章 绪 论
1.1研究背景及意义
核能利用显示一个国家的综合实力，是国防力量和国民经济水平的重要标志。核反应堆运行时，堆芯将产生α、β、γ、χ射线[1]及中子（n）、质子（p）、重氢核（d）、裂变产物（FP）辐射，其中尤以γ射线和中子的穿透力较强，可对周边物体和人员产生辐照损伤。为了核反应堆系统能安全运行，需要对核反应堆系统进行屏蔽，用具有高可靠性的核屏蔽设施来衰减射线，是保障核反应堆系统和环境安全、提高系统运行寿命的必备条件。除此外，核燃料、核废料的运输、处置也需要使用安全、可靠、高效的核屏蔽材料制作的容器来提供安全保障。有效屏蔽中子和γ射线是核反应堆提高安全可靠性的必然要求，在国防和民用领域都极具意义。因此，核辐射屏蔽材料的研制一直被作为重要科研课题受到各国重视，国内外相关研发较为活跃。近几年来，美、英、德、日本和欧洲原子能共同体用于这方面的经费达数亿美元。日本在这方面做的工作最多，每年有数十项技术专利申报，而且仍在开发新技术[2～4]。
随着科学技术的进步，核能应用领域日趋扩大，对屏蔽材料的要求也愈来愈高，如抗多种射线的综合式屏蔽材料；具有质量轻、强度高、体积小、可组合焊接的结构型多功能屏蔽材料，已成为核工业领域竞相发展的重要课题。
但是，在现有的屏蔽材料中，混凝土重量重，可移动性差，且成分复杂；铅硼聚乙烯虽然具有一定的屏蔽中子与射线的综合效果，然而在推广和应用上却有待于其结构的简化、体积的缩小和重量的减轻；硼钢是中子的吸收材料，但硼的添加对合金的延展性与冲击抗力有着不利的影响；B4C/Al复合材料可作热中子的吸收材料，却存在B4C均匀化以及它与铝基体的界面结合问题，在烧结过程中，硼严重脱损，影响其屏蔽效果，且塑性较差，不适合用作结构材料。
因此，开发多功能、轻质、高强的抗辐射屏蔽材料，不仅是核工业领域的重要材料，而且同时也是推动核工业发展，让核能技术为人类服务，显示出人类的高度物质文明的标志。
核能技术与电离辐射的广泛应用和迅速发展，无疑地给人类带来了巨大的利益。但由于电离辐射对人体有损伤作用，所以过量的辐射照射会引起对人体的危害。因此，在发展和利用核能和核技术的过程中，便应对辐射的安全与防护问题给与特别的重视[5]。
辐射防护技术包括屏蔽设计、防护器械和衣具的使用、表面去污等内容。在反应堆、加速器、X射线机、中子发生器、较强的β、γ及中子源的安装和使用中，通常需要用屏蔽的方法将辐射剂量率降低到预定的控制水平以下。故辐射屏蔽是辐射防护的重要手段。目前，有关屏蔽材料和屏蔽计算的研究较为广泛和深入。
硼与铅是制备核屏蔽材料的最佳组元，硼具有优越的屏蔽中子和抑制俘获射线的核特性，铅对γ射线的吸收和散射最为强烈。但硼、铅两元素的物理和化学性质存在巨大差异，很难将硼均匀分布于铅基体中。且铅及其合金强度偏低，室温下即能发生回复，传统强化方法不可能使其达到普碳钢的强度。因此，铅作为结构材料应用时，应设计成自撑式的，或者采用其它金属作插入件或支承件，亦或与其它金属合金化[6]。
再者，铅与硼的性质相差较大。铅的密度为11.3g/cm3，熔点600K；而硼密度为2.34g/cm3，熔点2300K。因此，铅、硼容易产生重力偏析，且二者的固溶度很小，熔点相差大。采用现有的方法技术将它们溶合在一起几乎不可能实现。
另外，铅及其合金强度偏低，要获得高强度的铅合金需要强化技术。而一般强化可以通过下述几种途径来实现：
1）细化晶粒 多晶材料屈服应力σ的一部分属于各晶粒的屈服应力σc，而另一部分则为晶界的贡献，表示为σb，即。晶粒尺寸愈小，则晶界的贡献就愈大。因此，对一般金属材料而言，细晶粒材料屈服应力高于粗晶材料。但铅及其合金在室温下即发生蠕变行为，用屈服应力评价铅的强化已无意义。而细晶铅的蠕变速率较粗晶铅的更大，因此细化晶粒的强化效应在铅中实际上不能利用。
2）冷加工造成应变硬化 应变硬化现象需在再结晶温度下才能显现。由于铅在室温已处于回复与再结晶范围，一般无法利用冷变形使铅及其合金发生强化。
3）固溶强化 原子半径差愈大，固溶强化率愈高。但固溶强化的数值还与固溶度的大小有关。与铅原子半径比较，原子半径差大的溶质原子一般固溶度较小，虽然固溶强化率高，其总的固溶强化值不一定高。
通过本实验，以期在硼-铅组元的均质化，实现硼、铅界面结合，以及金属铅的超强化技术两方面取得重大突破，研制兼有中子和γ射线屏蔽特性且具有一定力学承载能力的屏蔽材料，使该材料具有屏蔽功能/结构一体化的特点，有望进一步提高核屏蔽材料的综合性能，使其成为一种适应性较广的屏蔽材料，为国防建设和核能综合利用做出积极的贡献。
1.2射线对人体的危害
人体所受的辐射照射分为内照射和外照射两类。进入人体内的辐射源对人体产生的照射称内照射；而处在体外的辐射源对人体产生的照射称外照射。迄今认为，不论是内照射或外照射，都可能对人体健康产生一定的影响[7]。
1895年伦琴发现X射线，不久人们便发现了它对人体的损伤作用[8]，如机体在较长时间内连续或间断受到X射线照射且达到一定剂量时，组织中的细胞被电离辐射灭活，从而引起以造血组织损伤为主的放射性损伤，甚至导致白血病，皮肤癌等。当眼睛长期受到超剂量辐射时，会引起晶状病变，发生放射性白内障[9]；1898年居里夫人发现镭以后，人们发现γ射线对人体也有类似的损伤作用。此后，随着加速器、反应堆的问世，人们接触放射性射线的种类逐渐增加，除X射线和γ射线外，常接触的还有中子、质子及电子等带电粒子；接触电离辐射的机会空前增大，对辐射危害的研究也逐渐深入，特别是在广岛、长崎遭受核武器袭击后，人们对电离辐射的危害与防护的研究进入了一个新的阶段。而日常生活中人们接触较多的是诸如微波、紫外线等电磁辐射[10，11]、计算机辐射[12]以及其他电磁辐射[13～15]等，这些电磁辐射对人体都有不同程度的危害，使得人们对各种射线及其辐射极为关注。因此，对防护这些射线的各种屏蔽材料的研究便成为一项十分重要和迫切的课题。
1.3 辐射防护标准
核能的开发及和平利用，给人类带来厂巨大的效益，但也伴随着一定的危害。对待辐射危害应持科学态度，只要掌握它的规律，采取合适的措施，辐射的危害是可以减少和防止的。但任何麻痹大意，不遵守操作规程，不重视安全防护的态度都是有害的。
实际上人类是在宇宙射线与天然放射性环境下形成和发展起来的，说明一定的低水平的辐射不会对人类造成危害。但是过量的辐射会对人体造成损伤，引起各种生物效应。辐射效应按性质分为随机性效应和非随机性效应。随机效应的发生不存在剂量的阀值，其发生的概率与剂量大小有关，但严重程度与剂量大小无关。如遗传效应及某些驱体效应(癌症)等。非随机效应仅当剂量超过某一阀值后才发生，效应的严重程度随剂量大小而异。如眼晶体引起白内障、皮肤良性损伤等。
为保障辐射工作人员和广大公众的安全与健康，促进核科学技术的发展，我国制定了《辐射防护规定(GB8703—88)》[16]，其中将受照人员分为两类：一类适用于辐射工作人员，另一类适用于公众成员。
1.4 对屏蔽材料的要求
一般来说，任何物质或多或少都能使穿过的射线受到衰减，但并不都适合作屏蔽防护材料。在选择屏蔽防护材料时，必须从材料的防护性能、结构性能、稳定性能和经济成本等方面综合考虑。
1．防护性能 防护性能主要是指材料对辐射的衰减能力，也就是说、为达到某一预定的屏蔽效果所需材料的厚度和重量。在屏蔽效果相当的情况下，成本差别不大，厚度最薄，重量最轻的材料最理想。此外，还应考虑所选材料在衰减入射线的过程中不产生贯穿性的次级辐射，或即使产生，也非常容易吸收。
2．结构性能 屏蔽材料除应具有很好的屏蔽性能，还应成为建筑结构的部分。因此，屏蔽材料应具有一定的结构性能，包括材料的物理形态、力学特性和机械强度等。
3．稳定性能 为保持屏蔽效果的持久性具有抗辐射的能力，而且当材料处于水、汽蚀。要求屏蔽材料稳定性能好、也就是材料酸、碱、高温环境时，能耐高温、抗腐。
4．经济成本 所选用的屏蔽材料还应成本低、来源广泛、易加工，且安装、维修方便。
1.5屏蔽材料的研究现状
1.5.1射线屏蔽材料的研究现状
(1)防X射线屏蔽材料
X射线是一种光子辐射，本质上是一种电磁波，有很强的穿透力[17]，其波长范围为0.01～100Å(1Å=1×10-8cm)，主要是原子内层轨道电子跃迁或高能电子减速时与物质的能量交换作用产生，实验室常用具有高真空的X射线管来产生[18]。
目前对低能X射线的屏蔽一般采用铅玻璃、有机玻璃及橡胶等制品[19，20]。最初前苏联科研人员用粘胶纤维织物为对象，通过对聚丙烯腈接枝，用硫酸钠溶液处理接枝共聚材料，最后用醋酸铅溶液处理被改性的织物来制成防护服，此防护服屏蔽效果好，但工艺较复杂，制取难度大。日本和奥地利的研究人员分别将硫酸钡添加到粘胶纤维中制成防辐射纤维，用该纤维加工的织物经层压或在织物中填加含有屏蔽剂的粘合剂后热压制成的层压织物，均是防护X射线辐射的良好材料；美国一家辐射公司通过对聚乙烯进行改性成功研制出一种叫Demron的防辐射织物，该聚合物基体的分子结构会使任何一种辐射均遭受大量电子云作用，从而减慢和吸收核辐射。我国齐鲁等[21]研制成功的新型防X射线的纤维材料主要是用聚丙烯及固体屏蔽剂复合材料制备而成，其成品纤维的纤度在2.0dtex以上，其断裂强度和伸长率能够满足纺织加工的要求，用这种纤维制成的织布，经测试，随着X射线仪管电压的增高，无纺布的屏蔽率会有所下降，其对中、低能量X射线具有良好的屏蔽效果。
防辐射有机玻璃主要是采用甲基丙烯酸甲酯（MMA）与铅、钡、锌、镉等金属氧化物反应制备甲基丙烯酸金属盐，再将该有机金属盐与MMA聚合制成防辐射有机玻璃[22，23]。目前使用最多的防辐射有机玻璃主要是含铅有机玻璃。美国、德国、日本等国家防辐射有机玻璃的研究工作开展较早，已形成批量生产，国内此类产品主要从上述国家进口。
目前新开发研制的X射线防护服由防X射线纤维制成。防X射线纤维是指对X射线具有防护功能的纤维，是利用聚丙烯和固体X射线屏蔽材料复合制成的。由聚丙烯为基础制成的防X射线可制成具有一定厚度的非织造布，对中、低能量的X射线具有较好的屏蔽效果[24]。
杨程[25]等将丙烯酸钆[Gd(AA)3]与天然橡胶(NR)通过机构共混-过氧化物交联成型制成复合材料，通过研究发现Gd(AA)3在橡胶中分散好、粒径小、界面作用强。随着Gd(AA)3添加量的增加，复合材料防X射线辐射性能提高，高填充下的材料力学性能仍能满足应用要求。
对高能X射线的屏蔽，现在比较流行用树脂/纳米铅复合材料和树脂/纳米硫酸铅复合材料[26]。制备树脂/纳米铅复合材料时，利用带有均匀分布活性基团-SO3-的交联聚苯乙烯磺酸纳阳离子交换树脂作为模板，在一定条件下，将Pb(NO3)2溶液缓慢加入到上述树脂中，并在容器中熟化处理，静置一段时间后，用去离子水洗至无Pb2+为止，再放入110℃烘箱中烘至恒重，便得到了树脂/纳米铅复合材料。其工艺流程图如图1.1所示。复合材料中的铅和硫酸铅纳米颗粒经X射线照射后趋于更稳定的状态，且纳米颗粒的小尺寸效应等特性没有降低。而且在铅或硫酸铅的质量分数、试样厚度相同的条件下，铅或硫酸铅颗粒越小、分布越均匀，对X射线的屏蔽性能越好；在铅或硫酸铅颗粒大小、分布均匀程度相同的条件下，试样中铅或硫酸铅的质量分数越大(即密度越高)，对X射线的屏蔽性能越好。

聚苯乙烯磺酸钠树脂
容器内熟化处理
去离子水洗涤
烘至恒重
树脂/纳米铅复合材料
加入10%
Pb(NO3)2溶液

图1.1 树脂/纳米铅复合材料制备工艺流程图
Fig.1.1 The preparation process of resin/nano-lead composite
(2)防γ射线屏蔽材料
γ射线与X射线一样，也是一种比紫外线波长短得多的电磁波[17]。通常由重核裂变、裂变产物衰变、辐射俘获、非弹性散射、活化产物衰变产生。其中裂变产生的γ射线由235U及类似重核裂变时产生，通常可以把裂变过程中释放的γ射线划分为四个时间间隔，各个时间间隔内的射线类型及能量见表1.1。从表中可以看出，第一和第四两个时间间隔的贡献占释放γ射线总能量的90%以上。

表1.1 裂变γ射线分类及能量
Table 1.1 The sort and energy of gamma rays
名称
时间
能量/MeV
瞬发γ射线
t≤0.05μs
7.25(4)
短寿命γ射线
0.05μs≤t≤1.0μs
0.43(5)
中等寿命γ射线
1.0μs≤t≤1.0 s
0.55(5)
瞬发γ射线
t>1.0s
6.65(5)

γ射线不带电，与物质相互作用机制不同于带电粒子，主要以光电效应、康普顿效应和电子对效应为主，与物质发生一次相互作用会导致其损失大部分或全部能量。
屏蔽γ射线的材料很多，如水、土壤、铁矿石、混凝土、铁、铅、铅玻璃、铀以及钨、铅硼聚乙烯[27～30]等。
1.5.2核辐射屏蔽材料的研究现状
目前，国内外研制并应用的核屏蔽材料有屏蔽混凝土、硼钢、B4C/Al复合材料和铅硼聚乙烯复合材料等。
屏蔽混凝土[1]是经济而有效的材料，主要用于核电站等场所。混凝土成本较低，可用增加厚度的方法加强防护性能。它的另一优点是对多种辐射各能级段均有较好的屏蔽作用，故应用相当广泛，成为现代辐射场中最常用的屏蔽材料[17]，其屏蔽性主要取决于集料和胶结料。许多国家还进行了防辐射水泥的研究，有的已投产并获使用。20世纪60年代初，由中国建筑材料科学研究院先后研制生产了防γ射线的钡水泥和防中子的硼水泥，在实用中已取得一定成效。加入含BaSO4高的重晶石作集料可进一步提高γ射线屏蔽性。屏蔽中子混凝土采用水化后结晶水含量高的水泥和富含B及结晶水的硬硼钙石、硼镁石，以及高温下结晶水含量高的蛇纹石、铁矿石等配制。由含硼水泥配制的混凝土对中子和γ射线俘获均有显著效果。国内岭澳核电站的重混凝土以重晶石为集料，密度达3700kg/m3。为提高γ射线俘获力采用高效减水剂。中子屏蔽混凝土配合比设计时主要考虑使快速中子慢化所需的含Fe量、使中速中子慢化并被俘获的含H量及吸收热中子的含B量。重混凝土和屏蔽中子混凝土分别用于核电站过滤壳和堆坑，钡水泥配制的混凝土用于医院γ射线生物屏蔽层等。
硼钢用于核屏蔽材料是基于硼优良的俘获热中子的核特性及钢的屏蔽辐射特性，其发展目标是兼有核屏蔽特性和足够的结构强度。研究认为，钢中硼化物晶粒的细化和均匀弥散分布将提高中子衰减能力并可改善力学性能。该类材料最早用于反应堆中子通量控制，在燃料贮存和运输容器材料方面也有应用。70年代西门子公司用含B不锈钢制作高密度燃料贮存架屏蔽结构材料。我国20世纪60年代末即开展了硼钢的研制，在提高其韧塑性方面有较多报道。同期开展了屏蔽用含硼量达3.0%的高硼钢的研制，70年代中期用浓缩硼代替天然硼研制硼不锈钢，取得较大进展，但硼不锈钢由于采用昂贵的浓缩10B粉使得其造价远远超过工程中常用的不锈钢，以致难以在核工程中广泛应用[31]。刘常升[32]等在硼钢中添加Ti以减小硼相的晶界析出，生成的TiB弥散分布在基体上，改善B分布，通过热轧细化晶粒，制备出B分布较均匀的高硼钢，提高了含硼钢的塑性和韧性，改善其防辐性能。中国核动力研究设计院也研制了核堆屏蔽用高硼钢。
20世纪60年代国外开始碳化硼/金属复合材料的研究并取得成果。用Al增韧的B4C陶瓷有质轻、硬度高的特点，李青[33]等用无压浸渗法制备的B4C/Al复合材料，B4C陶瓷预制体的体积分数在55%以上并形成连续骨架结构，B4C与Al界面间形成富Al的中间产物Al3BC，增强了B4C与Al的界面结合。由于以B4C陶瓷为承载体，复合材料弯曲强度最高可达到600Mpa，但塑性较差。王磊[34]等将B4C颗粒和6061铝合金粉通过机械合金化和常规粉末冶金法制备出体积比为17%的B4C/6061铝基复合材料，其抗拉强度为470Mpa。用同样方法制备的B4C体积比为23%的B4C/2024铝基复合材料抗拉强度达到560Mpa以上，塑性略有改善。B4C/Al复合材料较高的B4C体积含量和均匀的B4C相分布，有利于提高中子屏蔽性，可用作热中子吸收材料。但因Al对γ射线屏蔽效应差，使B4C/Al复合材料的应用领域受到限制。另外，黄栋生[35]等制备的Al2O3-B4C弥散体陶瓷材料中所含的10B能在宽广的中子能量范围内有效吸收中子，俘获中子后不会放射出穿透性强的γ射线，芯块性能如表1.2所示。
表1.2 Al2O3-B4C烧结芯块性能
Table 1.2 Property of Al2O3-B4C sintering pellet
含硼量wt%
密度
g·cm-3
开孔率
%
硬度
HRA
抗拉强度
MPa
热导率
W(m·K)-1
热膨胀率(25-600℃)
10-6·℃-1
1.46-1.61
3.64-3.81
0.5-2.5
约84
约570
约23
约6.9
但烧结中存在严重的硼脱损，致使材料无法满足屏蔽要求[36]。且B4C系难熔质点，均匀在Al2O3颗粒之间，对晶界引起了钉扎作用，阻碍了晶界的滑移，从而妨碍了烧结。
铅硼聚乙烯复合材料是一种新型的核反应堆用屏蔽材料，是以聚乙烯为基，将B4C粉、Pb粉均匀弥散于其中，通过高速搅拌、捏合、塑化、层压而成，综合防辐性能良好。聚乙烯含氢量高，对快中子有良好的慢化作用，硼吸收中子，铅屏蔽γ射线特别有效。采用铅硼聚乙烯复合材料有助于屏蔽结构的简化，减轻屏蔽提的重量，缩小屏蔽体的体积。从70年代中期开始，美国、前苏联、德、日、法、英等先后对其开展了广泛研究。美国反应堆实验用品公司有多种制品出售并用于核电站核堆。据资料报导，美国曾使用轻质塑料作为核舰艇、装甲车辆的中子屏蔽材料，之后曾采用聚乙烯、硼硅酸盐吸收热中子，它们强度低、高能中子防护力弱。中国核动力研究设计院第四研究所[37]80年代末开展了铅硼聚乙烯的物理、力学性和屏蔽性研究，解决了混料、造粒、板材、挤出、层压等问题，其组成成分见表1.3。
表1.3 铅硼聚乙烯材料的成分/%（质量）
Table 1.3 The Component of lead-boron polyethylene material/wt%
材料代号
B201
B202
B203
PB202
P202
P204
P206
碳化硼
5.0
10.0
20.0
1.0
-
-
-
铅粉
-
-
-
80.0
30.0
50.0
76.5
聚乙烯
95.0
90.0
80.0
19.0
70.0
50.0
23.5
对由表1.3中成分构成的铅硼聚乙烯材料，目前核动力研究院生产的代号为PB202的铅硼聚乙烯具有良好的工程性能、尺寸稳定性和较满意的耐γ辐照性能，使用温度可以达到80～100℃，已能年产200吨以上，并在09反应堆屏蔽中获得应用。实验效果表明，屏蔽热中子、快中子和γ辐照性能明显优于聚乙烯。该材料较佳的性质使其可用于核堆、医用放射源屏蔽、核废料处理等领域，但因耐热性较差，不适宜应用于有温度要求的工作环境。
东京都立产业技术研究所通过在氯丁橡胶中添加铋或氧化铋，现已开发出一种高密度的放射线屏蔽材料。该材料的主要特点在于：铋或氧化铋的配比仅为氯丁橡胶的1/10；屏蔽效果的大小，可以通过橡胶配合比例和屏蔽材料的厚度进行精确的设定。由于该辐射屏蔽材料的可加工性优良，因此被加工成装放射性药品的小瓶、注射筒的屏蔽材料，检测核设施时使用的屏蔽垫，以及检查手提物品用的X射线装置的屏蔽材料等，广泛用于医学、原子能设施、空港随身物品检查装置等领域。
1.6铅、硼的屏蔽效果及应用
1.6.1铅元素的屏蔽效果及应用
射线通过物质时遵循衰减定律[6]
式(1.1)
J/J0表示射线透过的分数；d为材料厚度，而μ为线吸收系数。μ为真实吸收系数τ及散射系数σ之和，即
式(1.2)
其中
式(1.3)
式中，A为常数，ρ为材料厚度，Z为原子序数，λ为射线波长。在一定情况下，散射系数σ的代表值为0.2ρ，即为密度的函数。铅为周期表中第Ⅳ族元素，原子序数为82，密度11.336g/cm3，故与其它金属相比，对射线的吸收和散射更为强烈，有利于用作辐射线的防护材料。
根据γ射线的特点和使用经验，用来屏蔽γ射线的材料是很多的，如水、土壤、岩石、铁，等等。这些材料对γ射线的屏蔽效果各不相同，其中重金属对γ射线屏蔽最有效，而且具有体积小、总重量轻等优点。但是通常对γ射线具有良好减弱性能的材料也会因发生中子非弹性散射和辐射俘获而产生二次γ射线，此时次级辐射的产生也必须要考虑。在相应的屏蔽材料中加入一定量的铅，能屏蔽掉一次和二次γ射线，铅也不会成为第二次放射源。同时，铅具有高的耐蚀性，能抵抗空气的氧化和酸的腐蚀，熔点低（327.4℃），在高温（260℃以上）下发生蠕变，熔化浇注容易，因此被广泛应用与核屏蔽材料。日本曾用甲基丙烯酸铅与乙烯基酯共聚的方法制取了防γ射线透明材料，防护效果好，并申请了专利；国内蒋平平[38]等通过溶剂法、重结晶法合成了纯度较高，适合本体聚合的有机铅化合物，制备了透光率大于80%，有一定力学性能的防辐射有机材料，经实验，此聚合物对中子、低能γ射线具有明显的防护作用；徐希杰对含金属聚合材料屏蔽γ射线效果的测定实验，结果表明，同一含铅聚合材料中铅含量的多少对γ射线屏蔽率的影响较大。
从粒子吸收特性看，铅对能量高于88.0keV和介于13.0keV至40.0keV之间的电离辐射有良好的吸收能力，但对能量介于40.0keV至88.0keV之间的电离辐射存在一个粒子吸收能力薄弱区域（即铅的“弱吸收区”），因此将铅作为唯一吸收物质所制成的防辐射材料，其缺陷是显而易见的[39]。有鉴于此，在材料中添加B，以弥补铅弱吸收区，使其在具有铅屏蔽能力下，又具有屏蔽中子的优良综合屏蔽效果的复合材料，从而进一步提高复合材料的屏蔽性能。
1.6.2硼元素的屏蔽效果及应用
产生自由中子的中子源设备很多，常见的有核反应堆中子源，加速器及同位素中子源。如热式反应堆中有热中子引起的235U的每一次裂变大约发射出2.5个中子；某些情况下，放射性核发生衰变时也会紧跟着发射一个中子，这种中子我们通常称之为活化中子；α粒子与锂、铍、氧、硼、氟等元素的原子核发生相互作用也能产生中子。
中子不带电，与物质相互作用主要有两种形式：快中子的散射和减速；慢中子的吸收及二次释放的共化粒子或γ射线。中子的屏蔽实际上是将快中子减速和慢中子吸收。中子的质量与质子很接近，因此，含氢量较高的石蜡、聚乙烯、聚丙烯等材料是优良的快中子慢化材料[40]，而含硼元素的氧化硼、硼酸和碳化硼等是优良的慢中子吸收物质[41]。
硼具有优越的屏蔽中子和抑制俘获射线的核特性，而且铁本身有时辐射屏蔽中常用的材料。研究既具有优良核特性又有足够结构强度的硼钢，始终是人们最求的目标[42～44]。因此，文献[32]提出在普低钢中加入硼来制备新的屏蔽材料，并采用添加钛的方法来减少硼相的析出，改善钢中硼的分布。
碳化硼[45]具有较高的中子吸收能力，其中子俘获截面高，俘获能谱宽，10B的热截面高达347×10-24cm2。仅次于钆、钐、镉等少数几种元素。同时相对于纯元素B和Gd而言，B4C造价低，不产生放射性同位素，二次射线能量低，而且耐腐蚀，热稳定性好。因此在核反应堆用材料中越来越受到重视。同时，B4C也是一种比较理想的控制材料[46～48]，这是因为B4C具有许多优良的性能[49～51]：比重小（2.51g/cm3），熔点高，化学稳定性好，与钠及不锈钢有良好的相容性。B4C的核性能与10B含量，B4C的晶粒大小、密度等因素有关[52]。天津纺织工学院[53]研制出中子辐射材料即防中子辐射纤维。在该纤维中，B4C、聚丙烯是重要的防中子辐射材料，但B4C具有化学惰性，它和非极性化合物PP的相容性很差，在利用钛酸酯偶联剂对B4C表面处理后，改善了二者的相容性和界面粘合力，提高了材料性能。如在聚丙烯中加入B4C的混体系成品纤维经输棉、针刺加工成两种不同厚度的非织造布（A和B），单位面积质量分别为580g/m2和1300g/m2，经原子能研究院测试后的结果见表1.4。
从表1.4中可以看出，聚丙烯/碳化硼共混材料制成的非织造布对热中子具有较强的屏蔽作用，对中能中子也有一定的屏蔽作用。
表1.4 防中子辐射非织造布的中子屏蔽率（%）
Table 1.4 Neutron shielding rate of non-make fabric
preventing neutron radiation(%)
项目
热能
186eV
24.4keV
144ev
A1
46～54
7.3～9.4
6.8～8.7
4.4～6.0
A3