基于MC法的乏燃料貯存用鋁基復合材料屏蔽性能研究.pdf

1、隨著我國核電產(chǎn)業(yè)的快速發(fā)展，核電站乏燃料的持續(xù)安全貯存正成為核電技術自主化過程中亟待解決的關鍵性問題。但現(xiàn)有的乏燃料貯存用輻射屏蔽材料存在結構性能、腐蝕性能、屏蔽性能三者不能兼顧的缺點。本文基于Monte Carlo方法，以6061鋁合金為載體，通過添加碳化硼作為中子吸收組元、鉛作為γ輻射屏蔽組元，為設計出滿足結構/功能一體化要求的新型鋁基乏燃料貯存用輻射屏蔽材料提供理論依據(jù)。
　　本文采用MCNP5.0和Super MC/MCA

2、M軟件，研究了碳化硼顆粒增強鋁基復合材料的組分配比、厚度、增強相尺寸與中子透射系數(shù)的關系，分析了鋁基碳化硼材料與中子的相互作用機制;研究了鉛-碳化硼鋁基復合材料的組分配比、射線能量與中子透射系數(shù)、次級γ射線和衰變γ射線吸收率的關系;研究了貯存乏燃料的硼酸溶液硼濃度和乏燃料組件密集化程度對輻射屏蔽性能造成的影響;分析了在乏燃料中235U衰變條件下，鋁基輻射屏蔽材料的屏蔽效果。
　　結果表明:由于中子吸收核素10B的存在，B4C含量對

3、中子吸收性能影響很大、對次級γ射線屏蔽性能有限，由于其密度較小使材料整體密度降低，會導致一次γ射線的吸收吸收性能有所下降;隨著B4C顆粒度增大，中子吸收性能變差;B4C顆粒形狀改變引起的中子在材料內穿行距離的變化也會對中子吸收性能造成影響。
　　由于γ射線吸收核素Pb具有較大的原子序數(shù)、較高γ射線的質量吸收系數(shù)和高密度，其含量提高會使鋁基屏蔽材料的中子吸收性能有所提高、對次級γ射線與一次γ射線的吸收能力均顯著增強。
　　入射

4、粒子的能量直接決定著材料的輻射屏蔽效果，這是由于材料的宏觀吸收截面通常隨射線能量增大而減小。中子透射系數(shù)與次級γ射線相對吸收率的下降均隨入射中子的能量增加逐漸變緩，一次γ射線吸收率隨入射γ射線的能量逐漸減小。
　　由于乏燃料貯存介質硼酸溶液對入射高能中子先“慢化”后“熱化”的作用，鋁基屏蔽材料的中子吸收性能隨硼原子濃度提高而降低、隨組件柵距增大而減小;次級γ射線屏蔽性能隨硼原子濃度提高而降低、隨組件柵距增大而減小;貯存介質變化對材

5、料吸收乏燃料衰變產(chǎn)生的γ射線的吸收影響不大。在乏燃料組件密集化貯存（組件柵距23cm）、屏蔽層厚度為0.7cm的條件下，乏燃料235U衰變中子經(jīng)硼濃度2500ppm的硼酸溶液環(huán)境充分慢化、熱化后，B4Cwt.％為30％的B4C/Al復合材料作為屏蔽層時，可以吸收98.04％的中子、45.44％的次級γ射線和20.21％的一次γ射線;B4Cwt.％為30％、Pb wt.％為25％的Pb-B4C/Al復合材料作為屏蔽層時，可以吸收98.82