Институт физики плазмы Китайской академии наук достиг прогресса в исследованиях материалов радиационной защиты для удержания трития

Недавно заместитель научного сотрудника Хо Чжипэн из Центра исследований бланкетов и безопасности термоядерного реактора Института физики плазмы Китайской академии наук вместе со своими магистрантами Чжан Цзе и Чэнь Цзояном разработали класс гибких композитных материалов на основе силиконовой резины, армированной PbWO4-B4C, обладающих функциями безопасного удержания трития и защиты от ядерного излучения. Соответствующие результаты исследований опубликованы в Journal of Materials Research and Technology.

Герметизация проходных отверстий будущих термоядерных установок, техническое обслуживание на поздних этапах эксплуатации, а также защита от высокопоточных нейтронов и гамма-излучения предъявляют комплексные требования к газоплотности, гибкости, лёгкости монтажа и демонтажа, а также радиационно-экранирующим свойствам материалов радиационной защиты систем безопасного удержания трития. Исследовательская группа использовала микронные веретенообразные кристаллы PbWO₄ (тетрагональные бипирамидальные кристаллы), синтезированные методом прямого осаждения в водной фазе, в сочетании с микронным B4C в качестве экранирующих наполнителей, и изготовила серию композитов на основе силиконовой резины методом гидросилилирования с заливкой и сшивкой, проведя сравнительную оценку с различными коммерческими экранирующими наполнителями. Благодаря более сильной полярности, меньшему размеру частиц и более равномерному распределению, веретенообразный PbWO₄ хорошо совместим с матрицей и эффективно подавляет движение сегментов полимерной цепи, что повышает термическую стабильность и механические свойства композита: температура термического разложения достигает 335,4 °C, прочность на сжатие — 5,32 МПа, при этом предел прочности при растяжении составляет 0,92 МПа, что удовлетворяет требованиям герметичности и разборности проходных отверстий. Кроме того, композит обладает превосходной устойчивостью к ультрафиолетовому излучению, минимальной потерей прочности при растяжении после ускоренного старения и выдающейся долговечностью в условиях эксплуатации.

Монте-Карло моделирование подтвердило способность композита к совместному экранированию нейтронов и гамма-излучения, а также подавлению вторичного гамма-излучения. При фактической толщине 15 см коэффициент экранирования материала для нейтронов источника ²⁵²Cf и гамма-излучения ¹³⁷Cs составил 93,13% и 82,76% соответственно, при этом его нейтронная защита превосходит бетон, а гамма-защита сопоставима с бетоном. Данная работа предлагает новую стратегию для проектирования радиационно-защитных материалов для удержания трития в термоядерных реакторах.

Данное исследование получило поддержку платформы по разработке и экспериментальной верификации ключевых технологий материалов для термоядерных реакторов и тритиевого топлива, Национального фонда естественных наук Китая, Научно-исследовательского проекта по экологии провинции Аньхой, Проекта совместных инноваций высших учебных заведений провинции Аньхой и Энергетического исследовательского института Комплексного национального научного центра Хэфэя (Энергетической лаборатории провинции Аньхой) и других проектов.

Рис. 1. Схематическая диаграмма механизма герметизации проходных отверстий и радиационного экранирования гибкой силиконовой резины, армированной микронным веретенообразным наполнителем PbWO4, для термоядерных установок

Рис. 2. Смоделированные методом Монте-Карло энергетические спектры (a) падающих нейтронов, (b) гамма-излучения после экранирования композитом на основе силиконовой резины и (c) вторичного гамма-излучения

Рис. 3. Фактически измеренные кривые ослабления (a) нейтронов и (b) гамма-излучения для композита на основе силиконовой резины и строительного бетона