防辐射材料的研究进展及发展趋势

林 光 唐德文* 罗 炀

（1.南华大学 机械工程学院，衡阳 421001；2.核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室，衡阳 421001）

在航空航天、放射医学及核科学技术等核能领域，核辐射是人们难以避免的问题。核辐射环境会对人体的生殖系统、免疫系统及神经系统造成损害，严重时可能导致人体死亡，也会对机器人内部的半导体电子器件造成严重的辐射损伤，导致元器件的性能漂移或者衰退。因此，防辐射材料的发展对核能的进步具有重要意义。

γ射线的屏蔽材料主要是一些密度较大的物质，如Pb和Pb的复合材料等[1]。中子的屏蔽材料主要是富含氢和硼等轻元素的物质及一些稀有元素。但是，传统的耐辐射材料无法满足日益增长的核工业要求，亟待开发新型防辐射材料。新基体的挖掘、实验地点的增多以及仿真设备的普及，为研究新型防辐射材料创造了更多可能。从γ射线和中子辐射的特性及屏蔽机理出发，文章阐述γ射线及中子防辐射材料的研究进展，并提出该领域未来可能发展的方向。

1 射线的特性及屏蔽机理

核辐射按类型可以分为粒子类型和电磁波类型。粒子类型包括α粒子、β粒子及中子。电磁波类型包括γ射线和X射线[2]。α射线实质是带2个单位正电荷的氦核粒子束。β射线是电子粒子束。这两者由于能量低、穿透能力弱，无须刻意阻挡。防辐射屏蔽实质是针对γ射线、X射线及中子。防辐射材料屏蔽γ射线的同时会屏蔽X射线，因此只需要考虑屏蔽γ射线和中子。

1.1 γ射线屏蔽机理

γ射线穿过屏蔽物时，会与低能γ射线发生光电效应，与中能γ射线发生康普顿效应，与高能γ射线发生电子对效应。因此，γ射线的屏蔽效果好坏主要依赖物质对3种效应的吸收和能量转化能力。当一束强度为I0的γ射线射入厚度为x的屏蔽材料时，屏蔽后的强度I可表示为

式中：μ为线性衰减系数。实验表明，μ由材料的原子序数、厚度和γ射线的入射能量等因素决定。高原子序数和高密度的材料可作为γ射线屏蔽材料的首选。铅的密度为11.3 g·cm-3，原子序数为82。从经济角度考虑，铅及其化合物是γ射线屏蔽材料的最优选择。

1.2 中子的屏蔽机理

中子是一种电中性原子，不能直接与原子核外部电子发生反应，因此不受库伦力影响，但会与原子核发生弹性散射、非弹性散射和吸收3种相互作用。中子按能量的大小可以分为快中子、中能中子、慢中子及热中子[3]。慢中子与原子核的相互作用主要为吸收，中能中子与快中子的相互作用主要为弹性散射，而快中子（能量大于10 meV）主要为非弹性散射[4]。发生散射的分子会继续与其他原子核反应，直到被完全吸收或者透射。因此，对中子屏蔽的实质可以分为对快中子的慢化和对慢中子的吸收。一般来说，常用含氢较多的化合物或者聚合物来慢化快中子，用硼及其化合物吸收慢中子。

2 防辐射材料的研究进展

2.1 γ射线屏蔽材料

铅对X射线和γ射线有衰减作用，因为其加工简单、储量丰富，所以成为最早应用于γ射线屏蔽的材料。铅非常软，不能作为结构体，加上熔点低，易被腐蚀，因此使用受限。铅基的核屏蔽材料如铅硼聚乙烯和B4C/Pb复合屏蔽材料等，可以同时屏蔽中子和γ射线，达到屏蔽功能/结构一体化[5-6]。

此外，钨作为γ射线屏蔽材料的效果远优于铅[7]。唐旭凤等以铝粉为基体，以钨和B4C粉末为增强体，采用粉末冶金法制备W-B4C/Al复合材料，并研究复合材料在不同温度下的组织和性能变化[8]。实验结果表明，当烧结温度达到600 ℃时，衰减系数达到0.121，提高了复合材料的中子与γ射线屏蔽性能。戈榕等以微米钨粉和α-Al2O3粉为基体，以Gd2O3-MgOSiO2为改性剂，采用常压烧结方式制备了W/Al2O3屏蔽复合陶瓷[9]。结果表明，当烧结温度为1 550 ℃时，引入一定量的Gd2O3可明显提升该陶瓷对γ射线的屏蔽效果。

高分子基防辐射材料因密度低和易成型等优点，成为目前的研究重点。KIM等将钨粉与聚乙烯复合制备聚乙烯/纳米钨复合材料，结果表明，纳米钨复合材料的γ衰减系数提高了约75%[10]。张瑜等采用γ辐射接枝聚合法，制备了纳米聚丙烯酸铅/环氧树脂防辐射屏蔽材料[11]，并利用多道谱仪测量了复合材料的屏蔽性能。结果表明，复合材料对γ射线的防辐射性能强于铅材料。

2.2 中子屏蔽材料

中子屏蔽的实质可以分为对快中子的慢化和对热中子的吸收。常见慢化快中子材料主要为含氢量较高的物质，如水、石墨以及聚乙烯等。热中子吸收主要依靠较大的中子吸收截面，10B的中子吸收截面为3 837 b，因此硼及其化合物是目前应用广泛的中子吸收材料。张宇等设计了核反应堆单层外照射3层屏蔽结构的简化模型，采用MCNP5/ORIGEN2.1相结合的方法对含硼不锈钢进行综合分析[12]。结果表明，含硼不锈钢具有良好的中子/γ射线屏蔽性能。

此外，稀土元素由于特殊的原子结构，中子吸收截面较大，受到了科研人员的重视。徐中国以铝粉为基体，采用含氧热压烧结方法[13]，烧结出（15%B4C+1% Gd）/Al，显著提高了原材料的中子屏蔽性能，且热中子吸收截面增大到25.1 cm-1。ABDEL等将CeO2加入B2O3-Na2O-SrO玻璃，发现随着CeO2的加入促进了BO3从三角体向四面体转化，分散性参数降低，平均自由程和半值层数降低。CeO2的加入证实了玻璃样品适用于辐射防护[14]。赵盛等采用偶联剂γ-甲基丙烯酰氧基丙基三甲氧基硅烷（KH570）对纳米氧化钆（nanoGd2O3）进行包覆改性，通过热压成型法制备了一种新型的改性纳米氧化钆/碳化硼/高密度聚乙烯（M-nanoGd2O3/B4C/HDPE）复合材料[15]。结果显示：改性的nanoGd2O3截面的相容性和分散性显著提高，且能够有效提高中子及γ射线的屏蔽率。

以高分子为基体，向其中加入硼和铅等屏蔽材料，能够有效屏蔽核反应产生的射线。吕继新等分别制备了聚乙烯/B4C、聚乙烯/Pb和聚乙烯/B4C/Pb复合材料。研究表明，相比另外2种复合材料，聚乙烯/B4C/Pb具有更好且稳定的耐辐射性能[16]。在以聚乙烯为基体的复合材料中，使用温度为80～100 ℃，无法在高温场景中应用。环氧树脂因有良好的耐高温性、热稳定性及耐腐蚀性，是一种理想的中子屏蔽材料。焦力敏等通过溶液共混的方法，在环氧树脂（EP）中加入六方氮化硼（h-BN），制备出h-BN/EP混合液，研究其在γ射线和中子辐射后的性能变化。结果表明，h-BN的加入改善了树脂的拉伸强度和玻璃化的转变温度，提高了中子屏蔽能力[17]。ADELI等研究了碳化硼（B4C）颗粒尺寸对B4C/环氧树脂复合材料中子屏蔽性能的影响，发现减小B4C填料尺寸可提高复合材料的中子衰减系数。

3 结语

随着核工业的快速发展，人们对防辐射屏蔽材料的要求越来越严格。本文主要讨论γ射线和中子屏蔽材料的研究进展情况。未来防辐射材料的研究可以主要从两个方面展开。一方面，传统屏蔽材料的优化。以铅和硼为主的防辐射屏蔽材料在短时间内无法替代，因此在满足其防辐射性能的要求下，如何增大密度，减轻重量，且满足热稳定性和耐辐射性能的要求，是传统屏蔽材料研究的关键。另一方面，新型屏蔽材料的开发利用。以抗辐射性能较好的高分子材料为基体，制备的高分子防辐射材料有质量轻、强度高以及耐辐射等优点，受到了广泛关注。稀土元素的热吸收截面大于硼。在复合材料制备中取代硼，不仅能够提高材料的力学性能，还能增加热中子的吸收，在防辐射屏蔽上具有良好的应用前景。我国稀土资源丰富，具备充足的研发资源。如何通过多种填料的协同作用提高防辐射材料的屏蔽性能是需要关注的重点。