中子在较轻介质中主要通过弹性散射损失能量。由于单个原子核对中子的减速能力随核质量数的减小而增大,所以在辐射防护中常选用含氢物质和原子量小的物质作为快中子的减速剂。而快中子在重介质中主要通过非弹性散射损失能量。原子核越重,其第一激发能一般越低,也越容易与中子发生非弹性散射。因此,在中子屏蔽层往往掺入重元素或用重金属与减速剂组成交替屏蔽,其中重元素具有使较高能量中子减速和吸收γ射线的双重作用。

而钨合金是重金属中子屏蔽层的最佳材料。钨合金的高密度可以减小屏蔽层的厚度，却不会削弱其屏蔽效果。同时具有极强的吸收辐射的性能，高密度钨合金的吸收射线的能力比铅高30%~40%，是屏蔽层的首选高密度金属材料。




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产生中子的主要有两个方面：核反应和核裂变。主要分为分为三类：放射性核素产生中子；加速荷电粒子产生中子；由核反应堆释放中子。在中子γ测井中，探测器处于中子场中，会与中子发生作用，导致能谱分辨率下降，给测量带来干扰，为了避免中子源发射的中子直接照射探测器，必须在二者之间放置屏蔽体。中子屏蔽比单纯的γ射线屏蔽要复杂得多，既要考虑快中子、热中子的屏蔽，还要考虑屏蔽材料与中子发生作用而发出γ射线的情况。

中子γ测井仪器中屏蔽材料最好选用钨合金。当钨合金屏蔽体厚度为10cm时，能屏蔽掉约93%的中子，对中子起到很好的屏蔽效果。因此，钨合金屏蔽件可以顺利解决多探测器仪器中短源距探测器的中子屏蔽问题。




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中子与物质的相互作用可分为两类：一类是散射，包括弹性散射和非弹性散射，这是快中子与物质相互作用过程中能量损失的主要形式；另一类是吸收，即中子被原子核吸收后仅产生其他种类次级粒子，不产生中子，如辐射俘获等核反应。快中子通过弹性和非弹性散射损失能量变为慢中子后，主要的反应过程是辐射俘获，此时主要考虑的是热中子的吸收。但通常较薄的一层镉就能非常好地起到吸收热中子的作用。所以一般只考虑快中子屏蔽和屏蔽材料与中子发生作用而发出γ射线的情况。

钨合金屏蔽件具有许多优势，钨与粒子不起反应并且是无毒的，它不产生二次韧致辐射，硬度大而且同样的屏蔽效果厚度仅为铅的2/3，且钨抗辐射损伤且耐腐蚀。钨合金屏蔽件是屏蔽中子和γ射线的理想产品。




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屏蔽混凝土是被广泛用于固定式反应堆的屏蔽材料。材料相对便宜而且可以就地取材，材料成分可调性大，屏蔽性能和结构性能均较好，尤其作为固定堆屏蔽材料时不受体积限制。混凝土的强度相对较低，抗压强度20 ~ 40MPa，而抗拉强度仅2.1~3.2 MPa，但混凝土用于固定式反应堆或体积不受限制地方的屏蔽材料时，其结构特征能满足应用要求。

钨合金结合了密度高（一般为16.5g/cm3~19.0g/cm3），辐射防护性强（高密度合金的吸收射线的能力比铅高30%~40%）、机械性能强、耐腐蚀性和抗氧化性好、抗拉强度大（烧结态W-Ni- Fe高密度合金的抗拉强度为800~1000MPa，热处理和形变加工处理后其强度可提高到1300~1500 MPa）、环保无公害等特性，钨合金成为防辐射容器的最佳原材料。

在核电厂中由于适用性、低成本和屏蔽混泥土的库存量，用钨整体替换屏蔽混凝土是不现实的。有效的使用是根据情况及个别设备的周边环境来定的，当常规条件下混凝土屏蔽层能够达到剂量率减少程度的要求时，钨合金屏蔽件就没必要大规模的应用上去。当遇到特有的应用，比如说水下应用、箱体结构的屏蔽层时等，钨合金屏蔽效果才能够真正的显示出来。




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