综述：聚合物基中子屏蔽材料：应用特异性性能权衡与优化策略的关键综述

（编辑推荐）本文系统评述了聚合物基中子屏蔽材料在浮动核电站（FNPP）、小型模块化反应堆（SMR）等新兴场景中的研究进展，揭示了其通过模拟计算优化组分（如B4C填料）与结构设计平衡轻量化、耐高温性与γ射线二次屏蔽的挑战，为工程应用提供重要参考。

　　

ABSTRACT

聚合物基中子屏蔽材料因兼具轻量化与优异的中子吸收截面，在浮动核电站（FNPP）和深空探测器等场景中展现出不可替代的优势。中子与物质的相互作用主要通过弹性散射、非弹性散射和吸收反应实现，其中含硼（¹⁰B）填料通过¹⁰B(n,α)⁷Li反应实现高效热中子捕获，而氢元素丰富的聚合物基质（如聚乙烯）则通过弹性散射慢化快中子。

材料性能评估方法

蒙特卡罗模拟（如MCNP）和有限元分析被广泛用于预测复合材料的中子屏蔽效率与γ射线产生量。实验层面，中子透射率测试与力学性能分析（如ASTM D638）共同构成评价体系。

聚合物基质与功能填料研究进展

环氧树脂（EP）凭借可加工性成为主流基质，但耐温性（<200°C）限制了其在高温堆芯的应用。聚酰亚胺（PI）等高性能聚合物虽可耐受300°C，但成本较高。填料方面，碳化硼（B₄C）因高硼含量（78wt%）成为首选，但其分散性差会导致力学性能下降；氧化钆（Gd₂O₃）虽能协同屏蔽γ射线，但密度较大抵消了轻量化优势。

性能优化策略

1. 组分设计：采用核壳结构（如B₄C@SiO₂）改善填料分散性，掺杂纳米碳管（CNT）提升导热性；

2. 结构优化：梯度化设计（如逐层递增B₄C浓度）可平衡中子吸收与γ射线屏蔽；

3. 工艺改进：3D打印技术可实现复杂异形结构的精确成型。

未来发展方向需突破耐高温聚合物合成、二次射线抑制机理等基础问题，同时开发多尺度模拟方法指导材料设计。

Conflicts of Interest

作者声明无利益冲突。