黄群英研究员课题组：聚合物中子屏蔽材料研制取得新进展

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近日，中科院合肥研究院核能安全所黄群英研究员课题组在含钐环氧树脂中子屏蔽材料研制方面取得新进展。由于目前现有轻型屏蔽材料存在耐热性差的问题，研究人员利用APTES对Sm2O3颗粒进行化学改性并与耐高温基体AFG-90H环氧树脂物理共混的方式，制备出具有高热稳定性的复合中子屏蔽材料Sm2O3-APTES/AFG-90H的方法。相关成果发表在国际聚合物领域期刊Polymers上。

　　图1 Sm2O3-APTES/AFG-90H复合材料的热性能： a) TGA；b) DTG；c) DSC；d) Tg变化趋势

　　

　　图2 不同 Sm2O3-APTES 含量复合材料拉伸断裂表面SEM 表征 （a-f）：0、5、10、15、20 和 30 wt%

　　先进核能系统对中子屏蔽材料提出了更高的热稳定性、机械性能和高效中子屏蔽性能要求，填料在聚合物中的弥散分布和良好相容性可确保环氧树脂复合材料的综合性能。为了研发具有更高性能的中子屏蔽材料，研究人员采用新型高性能环氧树脂AFG-90H和Sm2O3分别作为基体和填料，通过使用本所自主研发的蒙特卡罗粒子输运软件对屏蔽材料进行成分优化设计，并在此基础上采用APTES化学改性工艺对Sm2O3颗粒进行表面处理，改善了填料在树脂中的分散性及相容性。研究结果表明，当Sm2O3-APTES的添加量为30 wt%时，复合材料的初始热分解温度、玻璃化转变温度和杨氏模量较基体均有明显提升。通过分析复合材料拉伸断面形貌，该研究阐明了复合材料强韧化机理，以及针对Sm2O3-APTES低添加量下的分散应力效应和高添加量下的能量耗散效应。
       相关研究成果为先进核能系统轻量化耐高温中子屏蔽材料研发提供了工程化解决方案，也为先进核能系统高性能中子屏蔽材料研发提供了新思路。 　　
       本研究工作得到国家重点研发计划项目的资助。
　　本文连接：https://www.mdpi.com/2073-4360/14/3/638


       文章来源：合肥研究院
        黄群英，研究员，博导，所学术委员会委员。先后获西安交通大学核反应堆工程与安全专业学士及硕士学位、中科院核能科学与工程专业博士，并在中科院等离子体物理研究所工作至今。曾任日本东京大学客座教授和英国Culham科学研究中心高级访问学者，曾在日本国立聚变科学研究所NIFS、北海道大学等单位从事合作研究工作。获安徽省省直机关“优秀女性”、“三八红旗手”和所级优秀工作者等称号。主要从事聚变堆包层设计、聚变堆材料及包层关键技术研发、反应堆物理与屏蔽设计及其先进计算方法与软件的开发研究等工作。先后获国家科技进步三等奖、国家教委科技进步一等奖、安徽省自然科学一等奖等奖励和成果10余项。主持发明了中国低活化马氏体钢，研发的反应堆物理计算软件被大亚湾、秦山等多家核电站和设计院广泛应用于实际反应堆的设计分析中。公开发表学术论文100余篇，申请专利多项。作为项目负责人主持过多项国家自然科学基金和中科院知识创新工程等项目。