姜懿峰 欒偉玲 張曉霓 韓延龍 孫 柯

環(huán)氧樹(shù)脂基耐高溫中子屏蔽復(fù)合材料的研究

姜懿峰 欒偉玲 張曉霓 韓延龍 孫 柯

（華東理工大學(xué) 機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院承壓與安全教育部重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室 上海 200237）

針對(duì)核電站內(nèi)高放射性、高濕熱、強(qiáng)腐蝕的惡劣物化環(huán)境，設(shè)計(jì)制作了一種新型耐高溫環(huán)氧樹(shù)脂基中子屏蔽復(fù)合材料。該材料以AFG90-H環(huán)氧樹(shù)脂為基體，在42 kGy輻照環(huán)境下，其玻璃化轉(zhuǎn)變溫度可達(dá)262 oC，彎曲強(qiáng)度僅下降1.63%，中子屏蔽性能明顯優(yōu)于常見(jiàn)高密度聚乙烯(High density polyethylene, HDPE)、石蠟、6002環(huán)氧樹(shù)脂(Epoxy resin, EP)等材料。加入B4C顆粒后，材料中子屏蔽性能和耐高溫力學(xué)性能得到顯著提升，且耐酸堿腐蝕性能保持不變。綜合實(shí)驗(yàn)表明，該復(fù)合材料具有耐高溫、耐輻射、耐酸堿腐蝕等優(yōu)點(diǎn)，且密度小，適合作為移動(dòng)式探測(cè)設(shè)備中子屏蔽防護(hù)層使用。

中子輻射，屏蔽，耐高溫，復(fù)合材料

中子是構(gòu)成原子核的基本粒子之一，本身不帶電，但由于其具有較高的速度能使物質(zhì)發(fā)生電離，產(chǎn)生放射性輻射，被廣泛應(yīng)用于國(guó)防、科研、放射治療及探測(cè)等領(lǐng)域。尤其在核電領(lǐng)域，中子在利用核裂變發(fā)展核電中不可或缺，為人類(lèi)提供了大量的清潔能源。然而，中子電離產(chǎn)生的大量次級(jí)粒子與組織細(xì)胞相互作用，對(duì)人體健康造成巨大危害[1]。同時(shí)，中子輻照能使材料內(nèi)部產(chǎn)生點(diǎn)缺陷和位錯(cuò)，使材料性能發(fā)生退化[2?3]。日本福島核事故發(fā)生后，核能的安全性問(wèn)題受到社會(huì)的廣泛關(guān)注，研制輕便、高效、綜合性能優(yōu)異的中子屏蔽材料對(duì)核電設(shè)備的安全運(yùn)行具有重要意義。

中子屏蔽主要包括兩個(gè)過(guò)程[4]：快中子與重核元素發(fā)生非彈性散射或與輕核元素發(fā)生彈性散射，慢化成能量較低的熱中子；熱中子被吸收截面較大的元素俘獲吸收。然而，許多高原子序數(shù)物質(zhì)吸收熱中子時(shí)，常伴有高能俘獲γ輻射[5]，如鎢、鈷等金屬，需采用重金屬材料對(duì)產(chǎn)生的高能γ射線(xiàn)進(jìn)行屏蔽[6]。10B中子吸收截面可達(dá)3837 b，且俘獲后沒(méi)有較強(qiáng)的二次γ射線(xiàn)產(chǎn)生，因此，含硼化合物是較為理想的中子屏蔽填料。而低原子序數(shù)的元素如氫，經(jīng)彈性散射可以使快中子（1 MeV以下）能量降低，故大量含氫物質(zhì)，如聚乙烯、石蠟、環(huán)氧樹(shù)脂等成為了較理想的中子慢化材料。

國(guó)內(nèi)外學(xué)者針對(duì)中子輻射屏蔽材料做了大量研究[7?10]，高硼不銹鋼熱中子屏蔽材料具有較好的耐腐蝕性能；改性BN/高密度聚乙烯(High density polyethylene, HDPE)復(fù)合材料具有良好的中子屏蔽性能；通過(guò)熱等靜壓技術(shù)制得的Al-B4C中子屏蔽復(fù)合材料綜合力學(xué)性能優(yōu)異；B4C/Pb復(fù)合屏蔽材料具有中子和γ射線(xiàn)雙重屏蔽性能。然而，含硼不銹鋼中過(guò)量的硼原子會(huì)導(dǎo)致不銹鋼機(jī)械加工和熱成型性能下降，中子屏蔽效果有限；含硼/HDPE材料中，聚乙烯熔點(diǎn)較低(125?135 oC)，材料無(wú)法運(yùn)用到100oC以上環(huán)境中；Al-B4C復(fù)合材料的制備工藝較為復(fù)雜；B4C/Pb復(fù)合材料則由于綜合力學(xué)性能較差，無(wú)法單獨(dú)使用。因此，常用復(fù)合材料的中子屏蔽性能與耐腐蝕性能、高溫力學(xué)性能難以兼顧，以至于無(wú)法滿(mǎn)足復(fù)雜的高放射性環(huán)境。

環(huán)氧樹(shù)脂(Epoxy resin)是一種環(huán)氧低聚物材料，固化后能形成三維交聯(lián)網(wǎng)絡(luò)結(jié)構(gòu)，具有優(yōu)越的耐輻射性能和耐化學(xué)腐蝕性能，是核技術(shù)領(lǐng)域廣泛使用的基體材料。如稀土/環(huán)氧樹(shù)脂復(fù)合材料可防護(hù)低能X射線(xiàn)[11]、環(huán)氧樹(shù)脂柔性復(fù)合材料可屏蔽中子[12]、鈦鐵礦/環(huán)氧復(fù)合材料屏蔽γ射線(xiàn)等[13]。

本文采用一種氨基酚三官能團(tuán)環(huán)氧樹(shù)脂作為基體材料。它具有較好的高溫力學(xué)性能，密度小、耐高能輻照、粘度低和耐化學(xué)介質(zhì)腐蝕等優(yōu)點(diǎn)，但由于環(huán)氧樹(shù)脂值較高(0.95?1.05)，固化過(guò)程中容易出現(xiàn)爆聚現(xiàn)象，且固化后韌性較差，考慮選用液體羧基丁腈橡膠作為增韌劑；含硼化合物具有較好的中子屏蔽性能，選用一定比例的B4C顆粒作為填料，以制備耐高溫B4C/環(huán)氧樹(shù)脂中子屏蔽復(fù)合材料，并對(duì)材料的耐輻照性能、高溫力學(xué)性能、中子屏蔽性能以及耐酸堿腐蝕性能進(jìn)行了考察。

1 材料及制備

1.1 原料與試劑

基體材料選用AFG90-H航空級(jí)耐高溫三官能團(tuán)環(huán)氧樹(shù)脂，粘度為500?800 mPa·s，增韌劑選用XNBR，均由上海華誼樹(shù)脂有限公司生產(chǎn)；固化劑選用4,4'-二氨基二苯砜(4,4'-Diaminodiphenyl sulfone, DDS)，由國(guó)藥集團(tuán)化學(xué)試劑有限公司生產(chǎn)；填料選自上海阿拉丁生化科技股份有限公司生產(chǎn)的B4C顆粒，粒徑2?3 μm，純度99.9%，顆粒形貌如圖1所示。

1.2 復(fù)合材料的制備

將AFG90-H樹(shù)脂與增韌劑XNBR按照1:1（質(zhì)量比）混合，攪拌均勻，120 oC加熱1.5 h進(jìn)行預(yù)反應(yīng)。然后將AFG90-H及固化劑DDS按一定質(zhì)量比(AFG90-H:DDS=10:5.58)混合加入到預(yù)反應(yīng)物中，攪拌均勻，加熱至100 oC預(yù)固化。1 h后加入B4C顆粒攪拌并使其均勻分散，將混合物倒入澆鑄模具中，在185 oC環(huán)境中保溫3 h，自然冷卻至室溫，固化成型，復(fù)合材料配比如表1所示。

圖1 B4C顆粒的微觀(guān)形貌Fig.1 Micro-topography of B4C particles.

表1 環(huán)氧樹(shù)脂復(fù)合材料配比及理論密度Table 1 Proportion of epoxy resin composite and theoretical density.

2 實(shí)驗(yàn)與測(cè)試

輻照測(cè)試采用華東理工大學(xué)60Co放射源，玻璃化轉(zhuǎn)變溫度測(cè)試采用美國(guó)DMA Q800型動(dòng)態(tài)熱機(jī)械分析儀，高溫力學(xué)性能測(cè)試采用CRIMS型電子萬(wàn)能試驗(yàn)機(jī)，參照ASTM D790標(biāo)準(zhǔn)對(duì)材料進(jìn)行三點(diǎn)彎曲測(cè)試。中子屏蔽性能測(cè)試采用南京航空航天大學(xué)Am-Be中子源，中子源活度1.11×1010Bq，探測(cè)器采用3He正比計(jì)數(shù)管，使用MCNP5軟件模擬中子透射率。化學(xué)介質(zhì)腐蝕參照GB/T 3857-2005，測(cè)試條件參照EJ/T 1086-1998，浸泡液分別選用pH為9.3的硼砂-氫氧化鈉堿性溶液和pH為5.3±0.3的硼酸溶液，浸泡溫度80 oC，時(shí)間100 h。硬度測(cè)試選用HXD-1000TMC/LCD型顯微維氏硬度儀。

3 結(jié)果與分析

3.1 環(huán)氧樹(shù)脂耐輻射性能

如表2所示，將AFG90-H與常見(jiàn)E51雙酚A型環(huán)氧樹(shù)脂分別放入60Co放射源下照射，在劑量率6 kGy·h?1的環(huán)境下輻照7 h。對(duì)比輻照前后材料的力學(xué)性能，發(fā)現(xiàn)AFG90-H樹(shù)脂輻照前后彎曲強(qiáng)度未出現(xiàn)明顯下降，材料的損傷系數(shù)僅有1.63%，而E51型環(huán)氧樹(shù)脂彎曲強(qiáng)度下降較明顯，損傷系數(shù)達(dá)到了12.19%。耐高溫性能方面，AFG90-H樹(shù)脂輻照前后玻璃化轉(zhuǎn)變溫度沒(méi)有變化，而E51型樹(shù)脂轉(zhuǎn)化溫度下降明顯。且未輻照前，AFG90-H的彎曲強(qiáng)度和玻璃化轉(zhuǎn)變溫度遠(yuǎn)高于E51型環(huán)氧樹(shù)脂。

表2 環(huán)氧樹(shù)脂在輻照環(huán)境下的性能（60Co放射源，劑量率6 kGy·h?1）Table 2 Performance of epoxy resin in radiation environment (60Co sources, dose rate 6 kGy·h?1).

實(shí)驗(yàn)結(jié)果的差異主要與兩種樹(shù)脂的交聯(lián)度及分子結(jié)構(gòu)有關(guān)。AFG90-H相對(duì)于E51樹(shù)脂固化后分子鏈交聯(lián)度高，且AFG90-H采用的DDS固化劑具有雙苯環(huán)結(jié)構(gòu)，苯環(huán)具有良好的耐輻射穩(wěn)定性，能減少局部分子鏈中C-C鍵因受激發(fā)而發(fā)生的鏈斷裂。

3.2 中子屏蔽性能分析

如表3所示，將1 cm厚度的石蠟、6002雙酚A型環(huán)氧樹(shù)脂、AFG90-H樹(shù)脂及HDPE這4種基體材料分別放入Am-Be中子源下測(cè)試，利用3He計(jì)數(shù)器記錄樣品放入前后中子的個(gè)數(shù)計(jì)算得到材料的中子透射率。從數(shù)據(jù)可知，選用的AFG90-H基體材料透射率為65.14%，較常見(jiàn)HDPE、石蠟、6002EP等有更好的中子屏蔽性能。

表3 常見(jiàn)中子屏蔽材料的透射率（Am-Be中子源）Table 3 Transmission of common neutron shielding material (Am-Be neutron source).

將1 cm厚的測(cè)試樣品在A(yíng)m-Be中子源下進(jìn)行實(shí)驗(yàn)，得到不同B4C含量復(fù)合材料的中子透射率及密度，如圖2所示。未加入B4C的空白樣品，中子的透射率為65.14%，加入B4C顆粒后，材料的中子透射率迅速降低到37.08%。隨著B(niǎo)4C含量的增加，中子透射率隨之繼續(xù)下降。當(dāng)加入60% B4C填料時(shí)，透射率僅有26.98%。復(fù)合材料密度也隨B4C含量而升高，60% B4C復(fù)合材料的密度僅為1.74 g·cm?3，遠(yuǎn)小于其他中子屏蔽材料，例如Al-B4C復(fù)合材料密度為2.52?2.7 g·cm?3[14]。如圖3所示，將不同厚度的30% B4C復(fù)合材料實(shí)驗(yàn)結(jié)果與蒙特卡羅模擬值對(duì)比，發(fā)現(xiàn)實(shí)驗(yàn)值與理論值基本吻合，并且隨著材料厚度的增加，中子透射率顯著降低，當(dāng)厚度為6 cm時(shí)，材料透射率僅為15%。這表明制備的復(fù)合材料存在一定的不均勻性，隨著材料厚度的增加，材料不均勻性對(duì)實(shí)驗(yàn)結(jié)果的影響逐漸降低。

圖2 不同B4C含量復(fù)合材料的中子透射率及密度Fig.2 Neutron transmission of different contents of and density.

圖3 不同厚度30% B4C復(fù)合材料的中子透射率Fig.3 Neutron transmission of different B4C composites thickness of 30% B4C composite.

從實(shí)驗(yàn)結(jié)果分析，B4C顆粒的加入能顯著提高基體材料的中子屏蔽性能，增加B4C顆粒的百分含量能進(jìn)一步提高材料的屏蔽性能，但效果有限，可采用增加材料厚度的方法彌補(bǔ)。摻雜10% B4C顆粒的復(fù)合材料與空白樣品相比，材料密度增加了3.7%，而中子透射率下降了43%，可見(jiàn)密度并不是影響復(fù)合材料屏蔽性能的主要因素。

3.3 B4C填料對(duì)耐高溫性能的影響

如圖4所示，測(cè)試不同B4C含量的復(fù)合材料在常溫及高溫情況下的力學(xué)性能，隨著B(niǎo)4C含量的增加，材料的彎曲強(qiáng)度先升高后降低。常溫下，40% B4C復(fù)合材料的彎曲強(qiáng)度最高，達(dá)到77 MPa，隨著B(niǎo)4C含量繼續(xù)增加彎曲強(qiáng)度顯著下降；100 oC時(shí)，30% B4C復(fù)合材料的彎曲強(qiáng)度最高，可達(dá)48 MPa，但隨著B(niǎo)4C含量增加彎曲強(qiáng)度下降并不明顯。如圖5所示，分別測(cè)試空白樣及30% B4C復(fù)合材料在不同溫度下的彎曲性能，發(fā)現(xiàn)隨著溫度升高，材料彎曲性能不斷下降。當(dāng)溫度超過(guò)210 oC時(shí)，材料的彎曲強(qiáng)度有一定的提高。摻雜B4C顆粒后，當(dāng)溫度達(dá)到150 oC時(shí)，材料力學(xué)性能開(kāi)始顯著下降。而未摻雜B4C的空白樣品，溫度達(dá)到120 oC時(shí)，材料力學(xué)性能開(kāi)始顯著下降。

圖4 不同B4C含量復(fù)合材料的高溫彎曲強(qiáng)度Fig.4 Bending strength at high temperature of differentcontents of B4C composites.

圖5 復(fù)合材料在不同溫度下的彎曲強(qiáng)度Fig.5 Bending strength of composites at different temperatures.

B4C填料的加入能顯著提高材料的耐高溫力學(xué)性能，當(dāng)150 oC時(shí)，30% B4C復(fù)合材料的彎曲強(qiáng)度較空白樣品提高了58%。當(dāng)溫度超過(guò)210 oC時(shí)，DDS高溫固化劑與樹(shù)脂基體發(fā)生二次固化，使材料的交聯(lián)度進(jìn)一步提高，因此，材料的彎曲強(qiáng)度有一定的增強(qiáng)。

3.4 耐酸堿腐蝕性研究

表4、5分別測(cè)試了6002雙酚A型環(huán)氧樹(shù)脂、AFG90-H空白樣及AFG90-H+30% B4C復(fù)合材料的耐酸堿腐蝕性能。在酸性、堿性環(huán)境中常見(jiàn)6002雙酚A型環(huán)氧樹(shù)脂綜合力學(xué)性能下降最明顯，耐腐蝕性能最差，AFG90-H和30% B4C復(fù)合材料耐酸堿腐蝕性能相當(dāng)，表明B4C顆粒的加入并未降低基體材料的耐酸堿腐蝕性能。通過(guò)對(duì)比酸堿環(huán)境發(fā)現(xiàn)，30% B4C復(fù)合材料和AFG90-H樹(shù)脂對(duì)堿性環(huán)境較敏感，而6002型環(huán)氧樹(shù)脂對(duì)酸性環(huán)境較敏感。

表4 堿性溶液對(duì)復(fù)合材料性能的影響Table 4 Effect of alkaline solution on bending strength of composites.

表5 酸性溶液對(duì)復(fù)合材料性能的影響Table 5 Effect of acidic solution on bending strength of composites.

4 結(jié)語(yǔ)

本文采用的AFG90-H樹(shù)脂作為基體材料，其玻璃化轉(zhuǎn)變溫度達(dá)到262 oC，在42 kGy 輻照環(huán)境下，彎曲強(qiáng)度保持不變，耐輻照性能和高溫性能遠(yuǎn)優(yōu)于常用E51雙酚A型環(huán)氧樹(shù)脂，中子透射率可達(dá)65.14%，屏蔽性能優(yōu)于常見(jiàn)HDPE、石蠟、6002 EP等材料。加入10% B4C顆粒后，復(fù)合材料的中子透射率下降了43%，150 oC時(shí)，30% B4C復(fù)合材料的彎曲強(qiáng)度較空白樣品提高了58%，中子屏蔽性能和耐高溫力學(xué)性能得到顯著提升，且B4C顆粒的加入并未降低材料的耐酸堿腐蝕性能。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，制備的復(fù)合屏蔽材料具有耐高溫、耐輻射、耐酸堿腐蝕等優(yōu)點(diǎn)，且中子屏蔽效果好、力學(xué)性能優(yōu)良及質(zhì)量輕（密度小于1.74 g·cm?3），可應(yīng)用于反應(yīng)堆、加速器及中子源等設(shè)施中，并可作為移動(dòng)式探測(cè)設(shè)備中子屏蔽防護(hù)層使用。

1 潘自強(qiáng), 程建平. 電離輻射防護(hù)和輻射源安全[M]. 北京: 原子能出版社, 2007

PAN Ziqiang, CHENG Jianping. Ionizing radiation protection and radiation source safety[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2007

2 Yano T, Sawabe T, Yoshida K, et al. High-temperature neutron irradiation effects on CVD-diamond, silicon and silicon carbide[J]. Journal of Nuclear Materials, 2009, 386: 1018-1022. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2008.12.203

3 Snead L L, Zinkle S J, White D P. Thermal conductivity degradation of ceramic materials due to low temperature, low dose neutron irradiation[J]. Journal of Nuclear Materials, 2005, 340(2): 187-202. DOI: 10.1016/ j.jnucmat.2004.11.009

4 丁大釗, 葉春堂, 趙志祥, 等. 中子物理學(xué)-原理、方法與應(yīng)用[M]. 北京: 原子能出版社, 2001

DING Dazhao, YE Chuntang, ZHAO Zhixiang, et al. Neutron physics-principle, method and application[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2001

5 李文琰. 核材料導(dǎo)論[M]. 北京: 化學(xué)工業(yè)出版社, 2007

LI Wenyan. An introduction of nuclear materials[M]. Beijing: Chemical Industry Press, 2007

6 韓仲武, 欒偉玲, 韓延龍, 等. 鎢、鎳組合及鎢鎳合金的輻射屏蔽性能模擬[J]. 核技術(shù), 2015, 38(1): 010204. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.010204

HAN Zhongwu, LUAN Weiling, HAN Yanlong, et al. Simulation study on radiation shielding capability of tungsten nickel combination and their alloys[J]. Nuclear Techniques, 2015, 38(1): 010204. DOI: 10.11889/ j.0253-3219.2015.hjs.38.010204

7 元琳琳, 韓靜濤, 劉靖, 等. 熱中子屏蔽用高硼不銹鋼復(fù)合板的組織與性能[J]. 材料熱處理學(xué)報(bào), 2015, 36(8): 105-110. DOI: 10.13289/j.issn.1009-6264.2015.08.019

YUAN Linlin, HAN Jingtao, LIU Jing, et al. Microstructure and performance of high boron stainless steel composite plate for neutron shielding[J]. Transaction of Materials and Treatment, 2015, 36(8): 105-110. DOI: 10.13289/j.issn.1009-6264.2015.08.019

8 Shin J W, Lee J W, Yu S, et al. Polyethylene/boroncontaining composites for radiation shielding[J]. Thermochimica Acta, 2014, 585: 5-9. DOI: 10.1016/ j.tca.2014.03.039

9 Park J J, Hong S M, Lee M K, et al. Enhancement in the microstructure and neutron shielding efficiency of sandwich type of 6061Al-B4C composite material via hot isostatic pressing[J]. Nuclear Engineering and Design, 2015, 282: 1-7. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2014.10.020

10 何國(guó)龍. 碳化硼/鉛復(fù)合屏蔽材料的制備與性能研究[D].大連: 大連理工大學(xué), 2013

HE Guolong. Preparation and properties of boron carbide/lead shielding composites[D]. Dalian: Dalian University of Technology, 2013

11 董宇. 環(huán)氧樹(shù)脂基納米輻射防護(hù)材料的制備及性能研究[D]. 南京: 南京航空航天大學(xué), 2013 DONG Yu. Research on the preparations and shielding effects of epoxy resin-based nano radiation protection materials[D]. Nanjing: Nanjing University of Aeronautics and Astronautics, 2013

12 柴浩, 湯曉斌, 陳飛達(dá), 等. 新型柔性中子屏蔽復(fù)合材料研制及性能研究[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2014, 48(10): 839-844. DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S0.0839 CHAI Hao, TANG Xiaobin, CHEN Feida, et al. Preparation and performance of new type flexible neutron shielding composite[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2014, 48(10): 839-844. DOI: 10.7538/yzk. 2014.48.S0.0839

13 Abdo A E S, El-Sarraf M A, Gaber F A. Utilization of ilmenite/epoxy composite for neutrons and gamma rays attenuation[J]. Annals of Nuclear Energy, 2003, 30(2): 175-187. DOI: 10.1016/S0306-4549(02)00052-X

14 Zhang P, Li Y, Wang W, et al. The design, fabrication and properties of B4C/Al neutron absorbers[J]. Journal of Nuclear Materials, 2013, 437(1): 350-358. DOI: 10.1016/ j.jnucmat.2013.02.050

Preparation of AFG90-H epoxy resin-based temperature-resistant neutron shielding composite

JIANG Yifeng LUAN Weiling ZHANG Xiaoni HAN Yanlong SUN Ke
(Key Laboratory of Pressure Systems and Safety, Ministry of Education, School of Mechanical and Power Engineering, East China University of Science and Technology, Shanghai 200237, China)

Background:The corrosive, highly radioactive and humid-hot environment in nuclear power plant requires an overall performance for neutron shielding material.Purpose:This study aims to develop a new type of AFG90-H epoxy resin-based neutron shielding composite which would tolerate high temperature in a complex environment.Methods:The preparation of the composite materials is doped functional particles into the epoxy resin matrix, and the composite was tested for its radiation resistance, high temperature mechanical properties, neutron shielding and corrosion resistance.Results:In the 42-kGy radiation environment, with the glass transition temperature reaching 262 oC, the bending strength of the composite declined by only 1.63%, which showed better neutron shielding performance than common materials such as high density polyethylene (HDPE), paraffin and 6002 epoxy resin (EP). By adding the B4C particles, the neutron shielding performance and temperature mechanical properties of the composite were improved greatly, and the corrosion resistance performance did not degrade. Conclusion: Due to its excellent performance in temperature, corrosion and radiation resistance, as well as its low density, this composite could be used as the neutron shielding layer for mobile detection equipment.

Neutron radiation, Shielding, Temperature resistance, Composite materials

JIANG Yifeng, male, born in 1990, graduated from Qilu University of Technology in 2013, master student, research for radiation protection Corresponding author: LUAN Weiling, E-mail: luan@ecust.edu.cn

TL77

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.120202

國(guó)家重點(diǎn)基礎(chǔ)研究發(fā)展計(jì)劃（973計(jì)劃）(No.2013CB035505)資助

姜懿峰，男，1990年出生，2013年畢業(yè)于齊魯工業(yè)大學(xué)，現(xiàn)為碩士研究生，研究方向?yàn)檩椛浞雷o(hù)

欒偉玲，E-mail: luan@ecust.edu.cn

Supported by National Key Basic Research Program of China (973 Project) (No.2013CB035505)

2015-10-15，

2015-10-27

CLCTL77