К вопросу о боросодержащих композиционных материалах

В настоящее время атомная промышленность является важнейшим источником энергии и одним из условий функционирования атомной энергетики является внешняя безопасность

На данный момент уже существуют способы защиты объектов атомной промышленности, а именно ограждающие конструкции из свинца, стали, гранита, бетона и т.д. Однако традиционные способы защиты не вечны и имеют ряд своих недостатков. Например, свинец хоть и обладает высокой степенью защиты от радиации, но имеет низкую эффективность поглощения быстрых нейтронов. Поэтому важной задачей является создание новых более эффективных радиоционноотражающих материалов.

Полимерные композиционные материалы (ПКМ) могли бы справиться с этой задачей, так как позволяют в себе сочетать различные свойства, в зависимости от выбранной матрицы и наполнителя. Они уже нашли применение в различных отраслях, где на них воздействуют радиоактивные излучения, например, в качестве строительных материалов: облицовок, покрытий, уплотнителей и т.д. Однако общая доля полимерных материалов, используемых для защиты от радиации, по сравнению с объемами материалов на минеральной основе, невелика. Это связано прежде всего с малым количеством исследований в этой области, доступности этих веществ, а также с их ценой.

В течение последних лет ведется активная разработка ПКМ на основе полиолефинов, наполненных боросодержащими веществами или аморфным бором, так как полиолефины, и в особенности полиэтилен – наиболее радиационностойкие материалы, а бор имеет высокое поперечное сечение поглощения нейтронов, что делает его уникальным наполнителем для ПКМ. Актуальность этих работ заключается в необходимости создания новых материалов, которые обладали бы свойством экранирования как быстрых нейтронов, так и гамма-излучения.

В процессе ядерной реакции образуются: протоны, нейтроны, электроны, альфа-частицы, гамма-кванты и осколки деления.

Протоны, электроны, альфа-частицы и осколки деления имеют электрический заряд, поэтому они быстро тормозятся в сравнительно тонких слоях вещества, в отличии от нейтронов и гамма-квантов.

Нейтроны – это электрически нейтральные частицы с массой 1,675·10-24 г. При прохождении через слой вещества поток нейтронов взаимодействуют только с ядрами атомов, что приводит к дальнейшим процессам расщепления и деления ядер. Замедление и поглощение нейтронов – это сложный и многоступенчатый процесс.

Ослабление потока нейтронов описывается уравнением:

N = N0∙e- ηх,

где N0 –доза нейтронного излучения, полученная в данной точке при отсутствии защитного экрана;
N – доза нейтронного излучения, полученная в данной точке после прохождения через защитный экран толщиной х, см;
η – макроскопическое поперечное сечение захвата, см-1.

Хорошими замедлителями быстрых нейтронов являются барий и железо, а также водород, который не только замедляет, но и захватывает их. К числу эффективных элементов для захвата и поглощения медленных нейтронов относится бор, литий, кадмий.

Гамма-излучение – это коротковолновое электромагнитное излучение, которое происходит при радиоактивном распаде ядер. Энергия излучения от 10 КэВ до 5 МэВ, длина волны менее 10-10 м, при этом, чем меньше длина волны, тем больше проникающая способность фотонов.

При строительстве защитных сооружений главным образом ориентируются на потоки гамма- и нейтронных излучений, так как в отличие от α- и β-частиц, они имеют большой пробег в воздухе.

Линейный коэффициент ослабления пучка γ-квантов – это характеристика, показывающая обладает ли материал защитными свойствами. Интенсивность пучка γ-квантов при прохождении через вещество меняется по закону:

I = I0∙e-μх,

где I0 – интенсивность падающего на образец пучка γ-лучей, МэВ/см2∙с;
х – толщина образца, см;
μ – линейный коэффициент ослабления, 1/см;
I – интенсивность пучка после прохождения через образец, МэВ/см2∙с;
е – основание натурального логарифма.

При этом,

μ = 0,0089∙ρ∙Z/A∙λh,

где ρ – плотность вещества поглотителя;
Z и A – порядковый номер и атомная масса элемента;
λ – длина волны γ-кванта;
h – эмпирический коэффициент.

Отсюда видно, что на защитные свойства влияет плотность и порядковый номер поглотителя, а именно: при повышении плотности и порядкового номера поглотителя защитные свойства материала повышаются.

Радиационная стойкость – это критерий, определяющий возможность применения материалов при воздействии ионизирующего излучения. Важной составляющей данной характеристики является способность материалов после радиационного облучения до определенного уровня (пороговой дозы) сохранять свои свойства. В процессе облучения происходит изменение строения полимеров, а именно – оно приводит к следующим эффектам: сшиванию – образованию поперечных связей между молекулами - внутримолекулярных связей; деструкции – разрывам главной цепи полимерной молекулы; газовыделению; окислению; дополнительной нежелательной полимеризации и т.п.

Наиболее оптимальным изменением является процесс сшивания, так как при данном эффекте образуются трехмерные сетчатые молекулы, приводящие к увеличению прочности, в отличие от процесса деструкции.

Химическое строение полимера сильно влияет на его радиационную стойкость. Большей стойкостью обладают полимеры с двойными связями и ароматическими циклами, а также полиэтилены, благодаря их уникальному «простому» строению и способностью к формированию различных конформаций.

Большинство полей радиации состоит из разных видов излучения. Наиболее существенными являются быстрые нейтроны, тепловые нейтроны, первичное и вторичное гамма-излучение. Быстрые нейтроны наиболее эффективно экранирует водород, тепловые нейтроны – соединения бора, лития или кадмия в экранирующем материале. Вторичное гамма-излучение образуется при захвате тепловых нейтронов водородом, для его уменьшения используются такие добавки как бор и литий.

Основываясь на этих данных, для создания радиационно защитных ПКМ, как правило, в качестве полимерной матрицы выбирают полиэтилен, так как он обладает достаточной радиационной стойкостью, а также большим количеством атомов водорода – (7,8-8,0)E22. Благодаря этому полиэтилен эффективен для защиты от нейтронных излучений.

Бор аморфный – аллотропная модификация бора, одно из самых твердых веществ. Обычно представляет собой черный или бурый аморфный порошок. Данная модификация обладает большей реакционной способностью, чем кристаллический бор, но в целом это вещество достаточно инертно и при комнатной температуре вступает в реакцию только со фтором. При нагревании взаимодействует с галогенами, при сильном нагревании начинает проявлять восстановительные свойства. Если аморфный бор нагреть на воздухе или в кислороде — сгорает с образованием оксида и выделением большого количества теплоты.

Бор похож на углерод по своей способности образовывать стабильные ковалентносвязанные молекулярные сетки. Даже неупорядоченный (аморфный) бор содержит икосаэдрические мотивы B12
кристаллического бора, которые связаны друг с другом без образования дальнего порядка.

Кристаллический бор — очень твёрдый чёрный материал с температурой плавления выше 2000°C. Он образует четыре основные полиморфные формы: α-ромбоэдрический и β-ромбоэдрический (α-R и β-R), γ и β-тетрагональный (β-T); также существует α-тетрагональная фаза (α-T).

В настоящее время в открытом доступе имеется информация об испытаниях композиций на основе полиолефинов, наполненных бором, на экранизацию быстрых нейтронов, которые проводили в США ученые НАСА.

Для исследования на экранизацию нейтронов материал был отлит в форму твердых пластинок (11,25 х 7,95 х 0,5 см). Эти образцы были протестированы по стандартам алюминия, который обычно используется для защиты от космического излучения. Образцы были протестированы как в Лос-Аламосском научном центре нейтронов (LANSCE), так и в нейтронной лаборатории оружейных исследований (WNR), а также в Национальной ускорительной лаборатории Ферми (FNAL). Нейтронный пучок FP30L был выбран для нейтронных испытаний, поскольку он выдает до 600 мкВ нейтронов, которые наиболее близко напоминают спектр нейтронов в верхних слоях атмосферы / на околоземной орбите. Для измерения эффективности экранирования использовался фантом размером 30 х 30 х 30 см. Измерения поглощенной дозы проводились на различных глубинах с использованием нескольких различных толщин защитного материала и алюминия для определения относительной эффективности экранирования.

Было установлено, что чистый полиэтилен и полиэтилен, содержащий бор или его соединения, показали защитные свойства на уровне свинца.

В России для измерения поглощенной дозы нейтронного излучения и плотности потока быстрых нейтронов используют установки УКПН-1М и КИС-НРД-МБ.

Схему поглощения нейтронов можно представить следующим образом.

Необходимость защиты от радиации, а именно экранирования быстрых нейтронов и гамма-излучения и создание композиционных материалов, является актуальной проблемой в настоящее время, которой активно занимается МИПП НПО «Пластик» совместно с рядом организаций Росатома.

Головатенко Мария Вячеславовна,
Цапенко Игорь Николаевич.

Картинка анонса: