隨著我國核電產(chǎn)業(yè)建設的加快，如何處置反應堆乏燃料問題日益受到人們關注。到2020年，我國每年卸出的乏燃料將超過千噸。鋁基碳化硼復合材料具有重量輕、高強度、熔點高、導熱好、尺寸穩(wěn)定、塑韌性好、熱脹系數(shù)低、高溫力學性能優(yōu)異、良好的中子吸收能力、二次放射污染少等特點，是用于乏燃料的貯運、中子源的防護等方面的理想中子吸收和屏蔽材料。本文利用蒙特卡羅方法的MCNP應用軟件在計算機上對中子吸收鋁基碳化硼復合材料的屏蔽性能進行模擬計算，在此基礎上采用粉末冶金法制備B4C/Al復合材料，對該材料的力學性能、抗腐蝕耐輻照性能及屏蔽性能進行了測試。取得的主要結論如下：（1）對碳化硼、低密度B4C/Al復合材料和高密度B4C/Al復合材料進行屏蔽性能計算，發(fā)現(xiàn)材料對中子特別是熱中子屏蔽效果良好，適合屏蔽能量在1MeV以下的中子，中子能量越大，材料屏蔽效果越差。屏蔽過程中存在‘反轉’現(xiàn)象，‘反轉’點能量值為0.5，0.8，1.2MeV。隨著B4C含量的增加，材料屏蔽效果在熱中子能區(qū)明顯改善，在快中子能區(qū)改善不明顯，材料厚度與中子透射系數(shù)呈指數(shù)下降關系，且下降幅度較大。（2）對B4C含量5%-40%，中子能量2... 

【文章來源】：南京航空航天大學江蘇省 211工程院校

【文章頁數(shù)】：77 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

力學性能隨B4C含量變化的關系曲線

文獻采用的是 Po-Be 中子源照射屏蔽材料，此處中子源產(chǎn)生中子通過直徑為 6cm，長為 15cm 孔道，并經(jīng)慢化記錄中子計數(shù)。試了 B4C 在聚乙烯中含量對中子屏蔽性能影響，采用了 7 種測量結果如圖 1.4 所示。

南京航空航天大學碩士學位論文文獻[34]進行熱中子輻射性能測試是這樣的：以××裝置熱柱孔道中的熱中子為輻射源，氟化鋰熱釋光劑量片為探測器，在 FJ—369 型熱釋光劑量儀上測讀 LiF 片讀數(shù)。中子輻射屏率由式（1-16）計算得到，線性吸收系數(shù)由式（1-17）計算。(1-16)(1-17)式(1-16)和(1-17)中I0——無屏蔽時射線強度；I——有屏蔽時射線強度；100%00× =III屏蔽率01 ILnT Iμ =

【參考文獻】：
期刊論文
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碩士論文
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本文編號：3525690