基于316L的中子屏蔽材料设计，以及Gd/316L的制备与性能表征

《Nuclear Engineering and Design》：Design of 316L-based neutron shielding materials and preparation and characterization of Gd/316L

中子屏蔽材料的研究显示，通过蒙特卡洛计算建立B4C、Gd、Sm2O3、Eu2O3面密度与屏蔽率及γ射线生成率的关系，并采用316L不锈钢基体制备Gd/316L复合材料。结果表明Gd含量1.9%时机械性能优异且屏蔽效率达标，而其他元素过量会降低性能。

　　

乔春风|王中华|魏新鹏|吴德辉|江超

中国湖南大学机械与车辆工程学院车辆先进设计与制造技术国家重点实验室，长沙410082，中华人民共和国

摘要

B₄C/Al和硼铝合金等中子屏蔽材料的耐腐蚀性和结构力学性能不足。核工业中常用的316L不锈钢具有优异的结构力学性能和耐腐蚀性，但其中子屏蔽性能较差。上述材料无法满足快堆核心屏蔽层、堆内结构部件以及乏燃料储存的多维功能要求，这些要求包括高承载能力、高效的中子屏蔽效果和出色的耐腐蚀性。因此，本研究以316L不锈钢为基材，添加B₄C、Gd、Sm₂O₃和Eu₂O₃作为中子屏蔽增强剂，设计并制备了基于316L的中子屏蔽材料。首先建立了B₄C、Gd、Sm₂O₃和Eu₂O₃的面积密度与相应屏蔽材料的中子屏蔽率和二次γ射线产生率之间的关系。其次，利用建立的关系式，以30% B₄C/Al复合材料的屏蔽率为设计依据，计算并比较了316L不锈钢中所需的B₄C、Gd、Sm₂O₃和Eu₂O₃的含量。最后，通过定向能量沉积增材制造（DED-AM）工艺制备了Gd/316L中子屏蔽材料，并对其微观形态和力学性能进行了分析。结果表明，Gd是更适合作为316L不锈钢中子屏蔽增强剂的元素。1.9%的Gd/316L材料表现出良好的力学性能，而Gd含量的进一步增加会降低材料的力学性能。

引言

反应堆、乏燃料和同步辐射设施会产生高穿透性的中子，这些中子可以直接与原子核相互作用，对周围人员和设备造成严重的辐射损伤（Hao等人，2024；Li等人，2023）。因此，需要使用中子屏蔽材料来确保人员和设备的安全（Chen和Yan，2023）。快堆作为第四代先进核反应堆的重要类型，具有高中子通量、高比例的快中子以及强大的增殖能力。快堆的核心屏蔽层、内部结构部件和乏燃料储存材料不仅需要承受高温，还需要抵抗强烈的快中子辐射（Jayaraj等人，2021；Lim等人，2019）。目前，核工业对屏蔽材料的综合性能要求越来越高。材料不仅需要具备优异的中子屏蔽功能，还需要满足一定的结构力学性能（Zhang等人，2023）。集结构和功能于一体的屏蔽材料可以简化屏蔽结构的复杂设计，提高安全性并增加空间利用率，从而促进反应堆的模块化和小型化（Zhang等人，2025）。316L不锈钢因其良好的结构力学性能、耐腐蚀性和可加工性而在核工业中得到广泛应用（Aygün，2020；Salama等人，2019）。316L不锈钢用于钠冷快堆的高温反应堆部件（Ganesh Kumar等人，2013）。然而，316L不锈钢的各元素热中子吸收截面较低，中子屏蔽性能较差（Qi等人，2023a；Wan等人，2020）。现有研究表明，在316L中添加高中子吸收能力的元素可以有效提升其中子屏蔽性能（Heriyanto等人，2024；Yang等人，2020）。具有较大中子吸收截面的元素主要是Cd、B、Gd、Sm和Eu，其中Gd、Sm和Eu是相邻原子序数的重稀土元素（Li等人，2024；Stone等人，2024）。在选择中子屏蔽增强剂时，不仅要考虑增强剂的含量和各元素的中子吸收截面，还要考虑添加增强剂后材料的力学性能和二次γ射线产生率。

Cd是一种良好的中子屏蔽材料（Wang等人，2015），但Cd是一种毒性极强的重金属，会在环境中长期存在。Cd是一种累积性有毒物质，会损害人体器官和骨骼，并可能诱发多种类型的癌症（Johri等人，2010；Karri等人，2016）。欧盟规定成员国自2006年7月1日起对含Cd的设备实施市场准入限制（D'Mellow等人，2007）。B有两种同位素：¹⁰B和¹¹B（Taghipour Aslani等人，2024）。主要的中子吸收剂是¹⁰B，其热中子吸收截面为3840b，而¹¹B的热中子吸收截面仅为0.005b（Choi等人，2013）。纯B价格昂贵，在激光增材制造过程中容易燃烧，且力学性能较差（Gul等人，2022）。核工业中常用的含B化合物有B₄C和BN（Almisned等人，2024；Knott等人，2023）。B₄C中的B含量为78.26%，BN中的B含量为43.55%，B₄C的B含量高于BN，因此B₄C具有更好的中子吸收性能，同时具有稳定性好、硬度高和密度低的优点（Ramli等人，2025）。B₄C已被用于制备中子屏蔽材料和反应堆控制棒（Avc?o?lu等人，2020），目前B₄C/Al复合材料是广泛研究的中子屏蔽材料（Brillon等人，2022）。通过真空烧结工艺用Al和B₄C粉末制备的METAMIC复合材料已获得美国核管理委员会的批准，可用于乏燃料的湿式储存设备（Gan等人，2021）。先前的研究表明，在316L不锈钢中添加B₄C可以提升其中子屏蔽性能（Almisned等人，2025；Yayla等人，2025a）。Gd是一种稀土元素，其热中子吸收截面最高，约为46,000 b，是B的十倍以上（Liu等人，2024a）。Gd有七种同位素，其中¹⁵⁷Gd的热中子吸收截面可达250,000 b（Choi等人，2013；Shusterman等人，2019）。Gd在干燥空气中稳定，已被用于中子屏蔽材料的制备（Yang等人，2023）。Yayla等人通过在316L不锈钢中添加氧化钆（Gd₂O₃）提高了材料的辐射屏蔽性能（Yayla等人，2025b）。适量添加稀土元素可以改善材料的性能（Liu等人，2024b）。现有研究表明，向镁合金中添加Gd可以通过细化微观组织和形成增强相来改善材料的力学性能（Sun Sun等人，2022）。Sm在空气中容易氧化，需要储存在充满氩气的密封管中。Sm₂O₃的生产成本较低，可通过核燃料生产过程中的尾矿获得（Florez等人，2018）。Florez等人（Florez等人，2021）将Sm₂O₃添加到水泥材料中，用于核工业中的中子辐射防护。当Sm₂O₃的质量分数为10%时，材料的抗压强度会下降。Eu在空气中极易氧化，是一种活性稀土金属。天然Eu主要由¹⁵¹Eu和¹⁵³Eu组成。Eu₂O₃中的Eu含量为86.37%。Teresa等人（Teresa等人，2021）制备了含有Eu₂O₃的玻璃基复合屏蔽材料，其中子屏蔽性能得到了提升。

基于此，本文选择了无毒的B₄C、Gd、Sm₂O₃和Eu₂O₃作为316L不锈钢的中子屏蔽增强剂进行深入分析。建立了B₄C/316L、Gd/316L、Sm₂O₃和Eu₂O₃中这些元素的面积密度与相应屏蔽材料的中子屏蔽率和二次γ射线产生率之间的关系方程。利用建立的关系式，以30% B₄C/Al复合材料的屏蔽率为设计依据，计算了316L不锈钢中所需的B₄C、Gd、Sm₂O₃和Eu₂O₃的含量。通过比较分析，确定了适合添加到316L中的中子屏蔽增强剂类型。设计的基于316L的中子屏蔽材料通过定向能量沉积增材制造（DED-AM）工艺制备，并对其微观结构和力学性能进行了表征。DED-AM工艺可以直接成型制造具有曲面形状的反应堆核心径向屏蔽层和结构复杂的快堆乏燃料储存材料。

部分内容摘录

不同类型中子屏蔽材料的设计

在本节中，使用蒙特卡洛粒子传输计算方法计算了不同材料的中子屏蔽率。同时，建立了含有不同中子屏蔽增强剂的屏蔽材料的面积密度与中子屏蔽率和二次γ射线产生率之间的关系。以广泛研究的B₄C/Al的中子屏蔽率作为设计指标，进行了比较分析以确定

Gd/316L的制备与表征

在本节中，设计了Gd/316L中子屏蔽材料，并计算了达到所需中子屏蔽率所需的Gd含量。设计的Gd/316L中子屏蔽材料通过DED-AM技术制备，该技术可实现直接成型和制造，然后对制备的材料进行了表征。

结果与讨论

在本节中，观察了用于制备Gd/316L的粉末的微观形态。研究了制备的Gd/316中子屏蔽材料的形态和相结构，并对其显微硬度、拉伸性能和断裂形态进行了表征和分析。

结论

本文分析了在基于316L不锈钢的功能/结构集成中子屏蔽材料制备过程中添加的四种类型的中子屏蔽增强剂。建立了B₄C/316L、Gd/316L、Sm₂O₃/316L和Eu₂O₃/316L中B₄C、Gd、Sm₂O₃和Eu₂O₃的面积密度与相应屏蔽材料的中子屏蔽率和二次γ射线产生率之间的关系。利用建立的关系式，计算了所需的

作者贡献声明

乔春风：撰写 – 审稿与编辑，撰写 – 原稿撰写，可视化，方法学研究，调查，数据分析，概念构思。王中华：撰写 – 审稿与编辑，撰写 – 原稿撰写，方法学研究，资金获取，数据分析，概念构思。魏新鹏：撰写 – 审稿与编辑，调查，数据分析。吴德辉：撰写 – 审稿与编辑，调查，数据分析。江超：撰写 – 审稿与编辑，监督，

利益冲突声明

作者声明他们没有已知的可能会影响本文所述工作的财务利益或个人关系。

致谢

作者感谢国家自然科学基金（项目编号：52235005和52205262）以及磁约束核聚变能发展专项（项目编号：2024YFE03140002）的支持。