KR101460691B1 - Radiation shielding members including nano-particles as a radiation shielding materials and preparation method thereof - Google Patents
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- G21F1/10—Organic substances; Dispersions in organic carriers
Abstract
본 발명은 방사선과의 충돌확률이 증가되도록 10 - 900 nm의 나노 크기로 분쇄된 1.0 - 20.0 중량%의 방사선 차폐물질을 80.0 - 99.0 중량%의 고분자 기재 또는 금속 기재에 분산시킨 방사선 차폐재 및 이의 제조방법에 관한 것으로, 상기 나노 크기의 방사선 차폐물질은 고분자 기재 또는 금속기재와 동일 또는 친화도가 높은 계면활성제로 표면 처리 후 상기 고분자 또는 금속 기재와 분말혼합 또는 용융혼합하여 균일하게 분산시켜 방사선 흡수능이 향상된 차폐재 및 이의 제조방법에 관한 것이다. 나노 크기의 방사선 차폐물질이 균일하게 분산된 기재로 구성되는 본 발명에 따른 방사선 차폐재는 마이크로 이상의 크기를 갖는 방사선 차폐물질로 구성되는 차폐재에 비하여 방사선이 차폐물질과 충돌하는 확률을 증가시키고, 그 결과 차폐재 내에서 방사선의 평균자유경로를 감소시켜 종래의 방사선 차폐재보다 우수한 방사선 흡수효과를 나타낼 뿐만 아니라, 동일한 밀도인 경우 본 발명에 따른 차폐재는 그 두께 및 부피를 감소시킬 수 있기 때문에 차폐재의 경량화를 달성할 수 있으며, 나아가 차폐재 내의 기공 발생을 최소화함으로써 기공의 존재로 인한 흡수효과의 저하 및 차폐재의 물성 저하를 방지하여, 사용후 핵연료 수송/저장 용기 등에 유용하게 사용될 수 있다. The present invention relates to a radiation shielding material in which 1.0-20.0 wt% of radiation shielding material pulverized to a nano size of 10-900 nm is dispersed in a polymer base material or a metal base material in an amount of 80.0-99.0 wt% so that the probability of collision with radiation is increased, Wherein the nano-sized radiation shielding material is a surfactant having the same or high affinity as the polymer base material or the metal base material, and after the surface treatment, the polymer or the metal base material is mixed with or mixed with the polymer or powder and uniformly dispersed, Shielding material and a method of manufacturing the same. The radiation shielding material according to the present invention in which the nano-sized radiation shielding material is composed of a uniformly dispersed base material increases the probability that the radiation collides with the shielding material as compared with the shielding material composed of a radiation shielding material having a size equal to or larger than micro, It is possible to reduce the average free path of the radiation in the shielding material to thereby exhibit a better radiation absorbing effect than the conventional radiation shielding material and to reduce the thickness and the volume of the shielding material according to the present invention at the same density, Further, by minimizing the generation of pores in the shielding material, it is possible to prevent deterioration of the absorption effect due to the presence of pores and deterioration of the properties of the shielding material, and thus it can be usefully used in spent fuel transportation / storage containers.
Description
본 발명은 나노 크기의 방사선 차폐물질을 포함하는 방사선 차폐재 및 이의 제조방법에 관한 것이다.
The present invention relates to a radiation shielding material comprising a nano-sized radiation shielding material and a method of manufacturing the same.
방사선은 크게 전리 방사선과 비전리 방사선으로 나뉠 수 있으며 일반적으로 방사선은 전리방사선을 의미한다. Radiation can be broadly divided into ionizing radiation and non-ionizing radiation, and in general radiation means ionizing radiation.
전리 방사선은 물질을 통과할 때에 이온화를 일으키는 알파, 베타, 양성자, 중성자, 감마선, X-선 등의 방사선을 말하며, 구체적으로는 직접전리방사선과 간접전리방사선으로 나뉠 수 있다. 직접전리 방사선은 물질을 직접 전리하는 능력이 있는 알파선, 베타선, 양성자 등이며, 간접전리 방사선은 물질을 직접 전리하는 능력은 없으나 물질과의 상호작용에 의해 간접적으로 물질을 전리하는 방사선을 가리키며, 엑스선, 감마선, 중성자 등이 있다.Ionizing radiation refers to radiation such as alpha, beta, protons, neutrons, gamma rays, and X-rays that cause ionization when passing through matter. Specifically, it can be divided into direct ion radiation and indirect ion radiation. Direct ionizing radiation refers to an alpha ray, a beta ray, or a proton capable of directly ionizing a substance. Indirect ionizing radiation refers to radiation that does not have the ability to directly ionize a substance, but indirectly transfers the substance by interaction with the substance. , Gamma rays, and neutrons.
비전리 방사선은 에너지가 작아 물질을 통과할 때 이온을 만들지 못하거나 이온을 만들 확률이 매우 작은 방사선을 가리키며, 적외선, 가시광선 및 자외선 등이 있다.
Non-ionizing radiation refers to radiation that is small in energy and can not make ions when passing through a material, or has a very low probability of producing ions, such as infrared rays, visible light, and ultraviolet light.
알파선은 종이 정도의 두께를 가진 물질에도 흡수되어 차단되며 공기 중에서도 순식간에 멈추어 특별히 흡수가 필요 없으며, 베타선은 알파선보다는 큰 것으로 알려져 있지만 일반적으로는 얇은 알루미늄 포일이나 플라스틱판 정도로도 막을 수 있다.Alpha rays are absorbed and blocked by substances with a thickness of about paper. They stop instantly in the air and do not require any special absorption. Beta rays are known to be bigger than alpha rays, but generally they can be blocked by thin aluminum foil or plastic plates.
반면, 감마선은 핵의 붕괴나 변환으로부터 발생되며 X선 보다 높은 에너지를 갖고 있는 전자기파로서, 투과력이 매우 강한 특징이 있다. 이러한 감마선은 콘크리트, 또는 철, 납과 같은 밀도가 높은 금속물질을 통해서 차단할 수 있으나 금속물질을 사용하는 경우, 이들의 고밀도로 인하여 차폐재의 중량이 커지는 문제가 있다.On the other hand, the gamma ray is an electromagnetic wave which is generated from collapse or transformation of nucleus and has higher energy than X-ray. These gamma rays can be blocked through high-density metal materials such as concrete or iron and lead. However, when metal materials are used, there arises a problem that the weight of the shielding material is increased due to high density of these materials.
중성자는 핵이 붕괴하거나 분열할 때 발생하며 전하를 띄지 않으나, 고속중성자의 경우는 1 MeV 이상의 큰 에너지를 갖기 때문에, 고속중성자를 감속시키기 위해서는 중성자와 질량이 비슷한 수소가 많이 함유된 물질을 함께 사용하며, 이러한 고속중성자가 감속된 에너지가 적은 열중성자(~0.025eV)를 흡수하기 위한 방사선 차폐물질이 혼합된 차폐재가 요구된다.
Neutrons are generated when the nucleus collapses or breaks, and it has no charge. However, since a high-speed neutron has a large energy of 1 MeV or more, a material containing a large amount of hydrogen having a mass similar to that of a neutron is used , And a shielding material mixed with a radiation shielding material for absorbing thermal neutrons (~ 0.025 eV) having a reduced energy of the high-speed neutrons is required.
특히 감마선 또는 중성자는 원자나 분자에 직접 작용하여 DNA나 단백질의 주요 구조를 변경시킬 수 있고, 생물의 생식세포에 작용하는 경우 돌연변이를 유도하여 기형을 유발할 확률을 증가시킬 수 있으며, 성체에 작용하는 경우 암 등의 질환을 발생시킬 수 있으며 더욱이 열중성자는 주위의 물질을 방사화시켜 주위 환경을 방사능으로 오염시키는 문제가 있다. 따라서, 방사선이 적용되는 분야에서는 인체와 환경에 유해한 감마선 또는 중성자를 흡수할 수 있는 방사선 차폐재가 필수적으로 요구된다.In particular, gamma rays or neutrons can act directly on an atom or molecule to alter the main structure of DNA or protein, and when acting on the germ cells of an organism, they can induce mutations to increase the probability of causing anomalies, It can cause diseases such as cancer. Further, the thermal neutrons have the problem of radioactively polluting the surrounding environment by radiating the surrounding substances. Therefore, in the field to which radiation is applied, a radiation shielding material capable of absorbing gamma ray or neutron harmful to the human body and environment is indispensably required.
종래의 감마선 차폐재는 철, 납, 및 시멘트 등을 포함하는 물질을 이용하여 감마선 흡수효과를 얻을 수 있음이 공지되어 있다. 한편, 중성자 차폐재로는 일반적으로 중성자 흡수능이 우수한 보론, 리튬, 가돌리늄 등 중성자미세흡수단면적(thermal neutron absorption cross-section)이 큰 물질을 포함하는 화합물을 고분자 또는 금속기재에 혼합하여 사용하는 것이 공지되어 있다. 예를 들면, 대한민국 공개특허 제10-2006-0094712호는 가공이 용이하면서도 중성자와 감마선을 동시에 흡수하는 목적을 달성하기 위해, 중성자를 흡수하는 것으로 알려진 보론과 감마선을 감쇠하는 것으로 알려진 납을 혼합한 고밀도 폴리에틸렌을 고분자 기재로 이용한 차폐재를 개시하고 있다. 그러나, 상기 발명은 방사선 차폐물질의 입자크기가 방사선 흡수 성능에 큰 영향을 미친다는 사실에 대해서 인지하지 못하고 있다.
It is known that a conventional gamma ray shielding material can obtain a gamma ray absorption effect by using a material including iron, lead, and cement. On the other hand, as a neutron shielding material, it is known to use a compound containing a material having a large neutron absorption cross-section, such as boron, lithium, gadolinium, etc., which is generally excellent in neutron absorbing ability, have. For example, Korean Patent Laid-Open Publication No. 10-2006-0094712 discloses a method of mixing boron, which is known to absorb neutrons, and lead, which is known to attenuate gamma rays, to achieve the purpose of simultaneously absorbing neutrons and gamma rays, Discloses a shielding material using high-density polyethylene as a polymer base material. However, the above-described invention is not aware of the fact that the particle size of the radiation shielding material greatly affects the radiation absorption performance.
현재까지, 방사선 차폐재의 성능은 방사선 차폐물질의 종류 (중성자의 경우는 미세흡수단면적, 감마선의 경우는 감쇠상수)와 기지 내 함량 및 차폐재의 두께에 의해 결정되는 것으로만 알려져 있을 뿐, 방사선 차폐물질의 입자크기가 방사선 흡수 성능에 큰 영향을 준다는 것은 알려져 있지 않으며, 나아가, 나노 크기의 방사선 차폐물질 입자를 균일하게 고분자 기재 등에 균일하게 분산시켜 방사선 차폐재를 제조할 수 있음에 대해서는 보고된 바 없다.
To date, the performance of radiation shielding materials has been known only to be determined by the type of radiation shielding material (in the case of neutrons, the fine absorption cross section, in the case of gamma rays, the damping constant), the content in the base and the thickness of the shielding material, It is not known that the particle size of the radiation shielding material greatly affects the radiation absorbing performance. Further, it has not been reported that the radiation shielding material can be manufactured by uniformly dispersing nano-sized radiation shielding material particles uniformly on a polymer substrate or the like.
이에, 본 발명자들은 방사선 차폐물질로 나노 크기의 방사선 차폐물질을 도입하여, 차폐재 내에서 나노 크기의 방사선 차폐물질과 입사되는 방사선의 충돌확률이 증가됨으로써 방사선 흡수효과가 증가될 뿐만 아니라, 마이크로 크기 이상의 차폐물질을 포함하는 차폐재보다 감소된 두께 및 부피를 갖는 차폐재를 얻음으로써 보다 경량화되고, 나아가 차폐재 내의 기공 발생을 최소화함으로써 기공의 존재로 인한 흡수효과의 저하 및 차폐재의 물성 저하를 방지할 수 있는 방사선 차폐재를 제공하고, 이를 사용후 핵연료 수송/저장 용기 등에 유용하게 사용할 수 있음을 알아내고 본 발명을 완성하였다.
Accordingly, the present inventors have introduced a nano-sized radiation shielding material as a radiation shielding material, thereby increasing the probability of collision between the nano-sized radiation shielding material and the incident radiation in the shielding material, thereby increasing the radiation absorption effect, It is possible to obtain a shielding material having a reduced thickness and volume as compared with a shielding material containing a shielding material and to further reduce the occurrence of pores in the shielding material and thereby reduce the absorption effect due to the presence of pores and prevent the deterioration of the properties of the shielding material. Shielding material, and can be usefully used in spent nuclear fuel transportation / storage containers. Thus, the present invention has been completed.
본 발명의 목적은 방사선 흡수 효과가 우수하고, 경량이며, 차폐재의 물성 저하를 방지할 수 있는 나노 크기의 방사선 차폐물질을 포함하는 방사선 차폐재를 제공하는데 있다. An object of the present invention is to provide a radiation shielding material comprising a nano-sized radiation shielding material which is excellent in radiation absorbing effect, light in weight, and capable of preventing deterioration of physical properties of a shielding material.
본 발명의 다른 목적은 상기 나노 크기의 방사선 차폐물질을 포함하는 방사선 차폐재의 제조방법을 제공하는데 있다.
Another object of the present invention is to provide a method of manufacturing a radiation shielding material comprising the nano-sized radiation shielding material.
상기 목적을 달성하기 위해, 본 발명은 나노 크기의 방사선 차폐물질을 고분자 기재에 균일하게 분산시킨 후, 성형하여 제조되는 방사선 차폐재 및 이의 제조방법을 제공한다.
In order to achieve the above object, the present invention provides a radiation shielding material produced by uniformly dispersing a nano-sized radiation shielding material on a polymer substrate and molding the same, and a method of manufacturing the same.
나노 크기의 방사선 차폐물질이 균일하게 분산된 기재로 구성되는 본 발명에 따른 방사선 차폐재는 마이크로 이상의 크기를 갖는 방사선 차폐물질로 구성되는 차폐재에 비하여 방사선이 차폐물질과 충돌하는 확률을 증가시키고, 그 결과 차폐재 내에서 방사선의 평균자유경로를 감소시켜 종래의 방사선 차폐재보다 우수한 방사선 흡수효과를 나타낼 뿐만 아니라, 동일한 밀도인 경우 본 발명에 따른 차폐재는 그 두께 및 부피를 감소시킬 수 있기 때문에 차폐재의 경량화를 달성할 수 있으며, 나아가 차폐재 내의 기공 발생을 최소화함으로써 기공의 존재로 인한 흡수효과의 저하 및 차폐재의 물성 저하를 방지하여, 사용후 핵연료 수송/저장 용기 등에 유용하게 사용될 수 있다.
The radiation shielding material according to the present invention in which the nano-sized radiation shielding material is composed of a uniformly dispersed base material increases the probability that the radiation collides with the shielding material as compared with the shielding material composed of a radiation shielding material having a size equal to or larger than micro, It is possible to reduce the average free path of the radiation in the shielding material to thereby exhibit a better radiation absorbing effect than the conventional radiation shielding material and to reduce the thickness and the volume of the shielding material according to the present invention at the same density, Further, by minimizing the generation of pores in the shielding material, it is possible to prevent deterioration of the absorption effect due to the presence of pores and deterioration of the properties of the shielding material, and thus it can be usefully used in spent fuel transportation / storage containers.
도 1은 본 발명에 따른 일실시 형태를 주사전자현미경으로 촬영한 사진이고((a) 비교예 1(Micro-B2O3/PVA 복합재), (b) 실시예 1(Nano-B2O3/PVA 복합재));
도 2는 본 발명에 따른 일실시 형태를 투과전자현미경으로 촬영한 사진이고((a) 비교예 1(Micro-B2O3/PVA 복합재), (b) 실시예 1(Nano-B2O3/PVA 복합재));
도 3은 입자크기에 따른 MCNP 모사를 수행하기 위한 방법에 대한 개념이며 ((a) 300μm 산화보론의 경우 MCNP 픽셀도식, (b) 0.5μm 산화보론의 경우 MCNP 픽셀도식) ;
도 4는 본 발명에 따른 일실시형태의 방사선 흡수율을 MCPN을 이용하여 모사한 결과 그래프이고(보론화합물의 입자크기가 300 ㎛(■), 0.5 ㎛(●), 및 ~ 10-15 m (▲, 전통적인 MCNP의 경우 핵의 크기)인 경우);
도 5는 본 발명에 따른 일실시형태의 방사선 흡수재(보론 함량 2.5 중량%)의 흡수율을 측정한 그래프이고(실시예 1(●), 비교예 1(■)); 및
도 6은 본 발명에 따른 일실시형태의 방사선 흡수제(보론 함량 1.0 중량%)의 흡수율을 측정한 그래프이다(실시예 2(●), 비교예 2(■)).1 is a photograph of an embodiment according to the present invention taken by a scanning electron microscope (a) Comparative Example 1 (Micro-B 2 O 3 / PVA composite material), (b) Example 1 (Nano-B 2 O 3 / PVA composite));
2 is a photograph of an embodiment according to the present invention taken by a transmission electron microscope (a) Comparative Example 1 (Micro-B 2 O 3 / PVA composite material), (b) Example 1 (Nano-B 2 O 3 / PVA composite));
FIG. 3 is a concept of a method for performing MCNP simulation according to particle size ((a) MCNP pixel scheme for 300 μm oxidation boron and (b) MCNP pixel scheme for 0.5 μm oxidation boron);
FIG. 4 is a graph of a radiation absorption rate of an embodiment according to the present invention using MCPN (the particle size of the boron compound is 300 μm (), 0.5 μm (), and 10 -15 m , The size of the nucleus in the case of a traditional MCNP);
5 is a graph showing the absorption rate of the radiation absorber (boron content: 2.5 wt%) according to one embodiment of the present invention (Example 1 (●) and Comparative Example 1 (1)); And
6 is a graph showing the absorption rate of the radiation absorbing agent (boron content: 1.0 wt%) according to one embodiment of the present invention (Example 2 (●) and Comparative Example 2 (2)).
본 발명은 나노 크기의 방사선 차폐물질을 고분자 기재 또는 금속 기재에 균일하게 분산시켜 제조되는 방사선 차폐재를 제공한다.
The present invention provides a radiation shielding material produced by uniformly dispersing a nano-sized radiation shielding material on a polymer substrate or a metal substrate.
이하 본 발명을 상세히 설명한다.
Hereinafter, the present invention will be described in detail.
본 발명에 따른 방사선 차폐재는 10 - 900 nm의 나노 크기로 분쇄된 방사선 차폐물질이 균일하게 분산된 고분자 기재 또는 금속 기재를 포함하여 구성된다. 나노 크기로 분쇄된 방사선 차폐물질은 차폐재 내에서 입사되는 방사선과의 충돌확률을 증가시킬 수 있다. 충돌된 방사선은 평균자유경로의 길이가 감소하게 되어 방사선의 흡수(및 감쇠) 확률을 증가시켜, 그 결과 방사선이 효과적으로 흡수된다.
The radiation shielding material according to the present invention comprises a polymer base material or a metal base material uniformly dispersed in a radiation shielding material pulverized to a nano size of 10-900 nm. The nano-sized radiation shielding material can increase the probability of collision with the incident radiation in the shielding material. The impinging radiation decreases the length of the mean free path, increasing the probability of absorption (and attenuation) of the radiation, so that the radiation is effectively absorbed.
상기 방사선 차폐물질의 입자 크기는 입사되는 방사선과 차폐물질 간의 충돌 확률을 증가시켜 흡수효율을 높이는 중요한 요인으로 입자크기가 10 nm 미만이면 나노 입자를 제조하는데 어려움이 있고, 900 nm를 초과하면 충돌확률이 그 만큼 감소하여 나노입자의 효과적인 방사선 흡수효율을 얻을 수 없다. 이러한 나노입자는 수십 ~ 수백 마이크로미터 크기의 방사선 차폐물질을 볼밀 등을 이용한 MA(Mechanical Activation) 공정을 이용하여 기계적으로 분쇄한 것을 사용할 수 있다.
The particle size of the radiation shielding material is an important factor for enhancing the absorption efficiency by increasing the probability of collision between the incident radiation and the shielding material. When the particle size is less than 10 nm, it is difficult to produce nanoparticles. And the effective absorption efficiency of the nanoparticles can not be obtained. Such nanoparticles can be obtained by mechanically pulverizing a radiation shielding material having a size of several tens to several hundreds of micrometers using a MA (Mechanical Activation) process using a ball mill or the like.
또한, 본 발명에 따른 상기 차폐재에 포함되는 나노 크기의 차폐물질의 함량은 흡수 목적에 따라 1.0 - 20.0 중량%인 것이 바람직하다. 만약, 상기 나노입자 크기의 방사선 차폐물질이 1.0 중량% 미만이면 방사선 흡수효과가 감소하는 문제가 있고, 20.0 중량%를 초과하면 흡수효율은 증가할 수 있으나 고분자 기재 또는 금속 기재에 차폐물질을 균일하게 분산시키기 어려우며 차폐재의 무게가 현저히 증가하는 문제가 있다.
Also, the content of the nano-sized shielding material included in the shielding material according to the present invention is preferably 1.0 to 20.0 wt%, depending on the purpose of absorption. If the amount of the radiation shielding material of the nanoparticle size is less than 1.0 wt%, there is a problem that the radiation absorbing effect is reduced. If the amount exceeds 20.0 wt%, the absorption efficiency may increase. However, It is difficult to disperse and the weight of the shielding material is remarkably increased.
나아가, 본 발명에 따른 상기 고분자 기재 또는 금속 기재의 함량은 80.0 - 99.0 중량%인 것이 바람직하다. 만약, 이들 기재의 함량이 80.0 중량% 미만이면 고속중성자의 감속 효율 저하 문제가 있고, 99.0 중량%를 초과하면 방사선 차폐물질의 함량을 낮추어 차폐효율의 저하 문제가 있다.
Further, the content of the polymer base material or the metal base material according to the present invention is preferably 80.0 - 99.0% by weight. If the content of the base material is less than 80.0% by weight, the deceleration efficiency of the high-speed neutron decreases. When the content of the base material exceeds 99.0% by weight, the content of the radiation shielding material is lowered.
또한, 본 발명에 따른 상기 방사선 차폐재는 기공 함량이 5% 이하로 최소화되도록 성형되는 것이 바람직하다. 차폐재 내에 기공의 존재는 차폐재의 물성을 저하시킬 뿐만 아니라, 방사선 흡수효과를 향상을 방해하므로, 이러한 기공의 존재는 적을수록 바람직하다.
In addition, the radiation shielding material according to the present invention is preferably formed so that the pore content is minimized to 5% or less. The presence of pores in the shielding material not only deteriorates the physical properties of the shielding material but also hinders the improvement of the radiation absorption effect.
나아가, 본 발명에 따른 상기 방사선 차폐재에 의해 흡수되는 방사선은 중성자 또는 감마선인 것이 바람직하다. Furthermore, it is preferable that the radiation absorbed by the radiation shielding material according to the present invention is a neutron or a gamma ray.
흡수되는 방사선이 중성자인 경우, 상기 나노입자는 열중성자 흡수단면적이 큰 보론, 리튬, 가돌리늄, 사마륨, 유로퓸, 카드뮴, 디스프로슘 또는 이를 포함하는 화합물 또는 이들의 혼합인 것이 바람직하다. 이러한 방사선 차폐물질은 용도에 따라, 기지의 종류에 따라 선택할 수 있으나, 이들 중에서 보론 또는 보론 화합물인 것이 더욱 바람직하다. 바람직한 보론 화합물의 예로는 B2O3, B4C, Na2B4O7 및 BN 등을 들 수 있다. When the radiation to be absorbed is a neutron, the nanoparticles are preferably boron, lithium, gadolinium, samarium, europium, cadmium, dysprosium or a compound containing them, or a mixture thereof, having a large thermal neutron absorption cross section. These radiation shielding materials may be selected depending on the kind of the base, depending on the application, and among them, boron or a boron compound is more preferable. Examples of preferred boron compounds include B 2 O 3 , B 4 C, Na 2 B 4 O 7 and BN.
흡수되는 방사선이 감마선인 경우, 상기 나노입자는 고밀도인 납, 철, 텅스텐 또는 이를 포함하는 화합물, 또는 이들의 혼합인 것이 바람직하다.
When the radiation to be absorbed is gamma rays, the nanoparticles are preferably high density lead, iron, tungsten or a compound containing them, or a mixture thereof.
또한, 본 발명에 따른 상기 차폐재는 상기 방사선 차폐물질이 분산되는 고분자 기재 또는 금속 기재를 포함한다. 상기 고분자 기재 또는 금속 기재는 최종 생성되는 차폐재의 성형이 용이하며, 나노입자와 혼합 시 기공의 생성을 최소화할 수 있으며, 부수적으로 방사선 흡수 효과를 갖는 것이면 더욱 바람직하다. In addition, the shielding material according to the present invention includes a polymer base or a metal base on which the radiation shielding material is dispersed. The polymer base material or the metal base material is more preferable because it is easy to mold the finally formed shielding material and can minimize the generation of pores when mixed with the nanoparticles and incidentally have a radiation absorbing effect.
상기 고분자 기재로는 수소밀도가 높아 고속중성자를 감속시키기에 효과적인 고분자로서, 폴리비닐알콜(PVA), 폴리에틸렌(PE), 고밀도 폴리에틸렌(HDPE), 저밀도 폴리에틸렌(LDPE), 에폭시(Epoxy), 고무 등이 바람직하며, 상기 고무로는 합성고무, 천연고무, 실리콘계 고무, 불소계 고무 등이 바람직하다. 이들 중에서 폴리에틸렌 계열이 수소원자 함유량으로 볼 때 더욱 바람직하다.Examples of the polymer base material include polyvinyl alcohol (PVA), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE), epoxy, rubber, and the like as effective polymers for decelerating fast neutrons due to high hydrogen density And preferable examples of the rubber include synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber, and fluorine rubber. Of these, the polyethylene series is more preferable in view of the hydrogen atom content.
상기 금속 기재로는 밀도가 큰 금속으로서, 예를 들면 스테인레스 스틸, 알루미늄, 티타늄, 지르코늄, 스칸듐, 이트륨, 코발트, 크롬, 니켈, 탄탈륨, 몰리브덴, 텅스텐 등과 이들의 합금 등이 바람직하다.
As the metal base material, for example, stainless steel, aluminum, titanium, zirconium, scandium, yttrium, cobalt, chromium, nickel, tantalum, molybdenum, tungsten and alloys thereof are preferable as the metal having a high density.
나아가, 본 발명에 따른 상기 나노 크기의 방사선 차폐물질은 분말혼합법 또는 용융혼합법에 의해 상기 고분자 기재 또는 금속 기재에 분산시킬 수 있다. 이때, 나노 크기의 방사선 차폐물질이 고분자 기재 또는 금속 기재에 균일하게 분산되는 것이 중요하다. 이는 차폐재의 방사선 흡수효과가 차폐재 전체를 통해 균일하게 얻어지는 것과 직접적으로 연관된다. Furthermore, the nano-sized radiation shielding material according to the present invention can be dispersed in the polymer base material or the metal base material by a powder mixing method or a melt mixing method. At this time, it is important that the nano-sized radiation shielding material is uniformly dispersed on the polymer substrate or the metal substrate. This is directly related to the radiation absorption effect of the shielding material being uniformly obtained throughout the shielding material.
상기 분말혼합법을 이용하는 경우에는 나노입자가 균일하게 분산되도록 하는데 어려움이 없다. 그러나, 용융혼합법을 사용하는 경우에는 나노 크기의 방사선 차폐물질은 응집 등을 통해 뭉치게 되어 균일하게 분산시키는 것이 어렵다. 이러한 문제를 해결하기 위해서는 상기 고분자 기재 또는 금속 기재에 분쇄된 나노입자를 분산시키기 전에, 이들 고분자 또는 금속기재와 동일 또는 친화도가 높은 계면활성제와 혼합하여 나노입자 표면의 계면활성을 위해 코팅시키는 것이 바람직하다. 기재와 친화도가 낮은 나노입자 표면을 이와 같은 친화도가 높은 물질로 코팅함으로써, 상기 나노입자와 기재의 친화도가 증가하여 기재 내 나노 입자가 뭉치지 않고, 기재 전체에 고르게 분산되어 분포될 수 있다. 기재가 고분자인 경우 계면활성제로는 기재와 동일한 물질이 최적이며 이러한 물질이 사용 불가한 경우에는 폴리비닐알콜, 폴리에틸렌, 에폭시, 고무 등을 사용할 수 있다. 또한, 기재가 금속인 경우에는 스테인레스 스틸, 알루미늄, 텅스텐, 티타늄, 니켈 등을 사용할 수 있다. When the powder mixing method is used, there is no difficulty in uniformly dispersing the nanoparticles. However, in the case of using the melt mixing method, it is difficult to uniformly disperse the nano-sized radiation shielding material by agglomeration or the like. In order to solve such a problem, it is preferable to coat the polymer substrate or the metal substrate with a surface active agent having the same or high affinity as that of the polymer or metal substrate before dispersing the ground nanoparticles for the surface activity of the nanoparticles desirable. By coating the surface of nanoparticles having low affinity with the substrate with a substance having such high affinity, the affinity between the nanoparticles and the substrate increases, so that the nanoparticles in the substrate can be uniformly dispersed and distributed throughout the substrate without aggregation . When the base material is a polymer, the same material as the base material is optimal as the surfactant, and polyvinyl alcohol, polyethylene, epoxy, rubber and the like can be used when such a material can not be used. When the base material is a metal, stainless steel, aluminum, tungsten, titanium, nickel, or the like can be used.
또한, 나노입자들을 더욱 미세화할 뿐만 아니라, 응집에 의해 다시 성장하는 것을 막아 분산을 더욱 효과적이게 하도록 하기 위해, 볼 밀링 등을 함께 수행하여 재분쇄하는 것이 바람직하며, 추가적으로 코팅된 방사선 차폐 나노입자를 액상의 고분자 기재 또는 금속 기재 내에서 균일 분산시키기 위해 고속으로 강제교반시키는 것이 바람직하다.
In addition, it is preferable to carry out ball milling or the like to re-pulverize the nanoparticles in order to further refine the nanoparticles and prevent the re-growth by agglomeration to make the dispersion more effective. Further, It is preferable to perform forced stirring at a high speed in order to homogeneously disperse in a liquid polymer base material or a metal base material.
본 발명에 따른 상기 차폐재는 최종적으로 상기 고분자 기재 또는 금속 기재에 균일하게 분산시킨 분말상 또는 액상을 통상의 성형 및/또는 가공에 의해 일정한 형태를 구비하는 방사선 차폐재로 제공된다. 이때, 성형 및/또는 가공에 사용되는 방법으로는 통상의 압축성형, 사출성형, 압출성형 및 주조 등의 방법을 이용할 수 있으며, 이 경우 차폐재 내에 추가적인 기공 생성을 최소화하도록 하는 것이 바람직하다.
The shielding material according to the present invention is ultimately provided as a radiation shielding material having a certain shape by a usual molding and / or processing in the form of a powder or a liquid which is uniformly dispersed in the polymer base material or the metal base material. At this time, as a method used for molding and / or processing, usual compression molding, injection molding, extrusion molding and casting can be used. In this case, it is desirable to minimize the generation of additional pores in the shielding material.
또한, 본 발명은 방사선 차폐물질을 나노 크기의 입자로 분쇄하는 단계(단계 1); 상기 단계 1에서 분쇄된 나노 크기의 방사선 차폐물질을 고분자 기재와 동일 또는 친화도가 높은 계면활성제 또는 상기 금속 기재와 동일 또는 친화도가 높은 계면활성제와 혼합하여 코팅시킴과 동시에 재분쇄시키는 단계(단계 2); 및 상기 단계 2에서 제조된 나노크기의 방사선 차폐물질을 고분자 기재 또는 금속 기재 상에 균일하게 분산시키는 단계(단계 3)를 포함하는 상술한 방사선 차폐능이 개선된 차폐재의 제조방법을 제공한다.
The present invention also provides a method of manufacturing a radiation shielding material, comprising: (1) crushing a radiation shielding material into nano-sized particles; Coating the nano-sized radiation shielding material pulverized in
이하, 본 발명에 따른 상기 제조방법을 단계별로 상세히 설명한다.
Hereinafter, the manufacturing method according to the present invention will be described step by step.
단계 1
본 발명에 따른 상기 단계 1은 방사선 차폐물질을 기계적 활성화시켜 나노 크기의 입자로 제조하는 단계이다. 상기 방사선 차폐물질로는 상술한 감마선 차폐물질 또는 방사선 차폐물질을 사용할 수 있다. 기계적 활성화는 볼 밀 등을 이용하여 수행될 수 있으며, 바람직하게는 500 - 1100 rpm으로 5분 내지 30분 동안 볼 밀링을 수행할 수 있다.
단계 2Step 2
본 발명에 따른 상기 단계 2는 상기 단계 1에서 나노 크기로 분쇄된 방사선 차폐물질을 고분자 기재 또는 금속 기재에 균일하게 분산되도록 하기 위해 고분자 기재 또는 금속 기재와 친화도가 높은 물질을 이용하여 코팅을 수행함과 동시에 재분쇄하는 단계이다. Step 2 according to the present invention is performed by using a substance having a high affinity with a polymer substrate or a metal substrate in order to uniformly disperse the radiation shielding material pulverized into nanoscale in the
용융혼합시 나노입자를 균일하게 기재에 분산시키는 것은 용이하지 않은데, 이는 나노입자의 특성에 기인한다. 이를 해결하기 위해, 본 발명은 사용되는 고분자 기재 또는 금속 기재와 동일물질 또는 이들과 친화도가 높은 계면활성제로 나노입자를 코팅함으로써 기재와의 친밀도를 증가시켜 기재 상에 균일하게 분산될 수 있도록 하는 나노입자의 코팅방법을 제공한다. 이때 사용될 수 있는 코팅재로는 상기 차폐재에서 설명한 고분자 기재 또는 금속 기재와 동일한 물질, 또는 이들과 친화도가 높은 계면활성제를 사용할 수 있다. 이러한 나노 입자의 계면활성화 또는 코팅은 입자가 응집되어 다시 커지는 것을 방지할 수 있다. 이는 코팅을 수행하는 과정에서 분쇄과정을 동시에 수행함으로써 더욱 효과적으로 달성될 수 있다.
It is not easy to uniformly disperse the nanoparticles on the substrate during melt mixing, due to the nature of the nanoparticles. In order to solve this problem, the present invention provides a method of coating nanoparticles with a polymeric base material or a metal base material or a surfactant having high affinity with the same, thereby increasing the intimacy with the base material so as to be uniformly dispersed on the base material A method for coating nanoparticles is provided. As the coating material that can be used at this time, the same substance as the polymer base material or the metal base material described in the above-mentioned shielding material, or a surfactant having high affinity with them can be used. Such interfacial activation or coating of the nanoparticles can prevent the particles from aggregating and growing again. This can be accomplished more effectively by simultaneously carrying out the pulverization process in the course of performing the coating.
단계 3
본 발명에 따른 상기 단계 3은 상기 단계 2에서 제조된 나노크기의 방사선 차폐물질 분말을 고분자 기재 또는 금속 기재에 균일하게 분말 분산시키는 단계이다. 분산된 차폐재는 두께 및 부피가 조절되도록 성형하여 사용목적에 적합하게 성형할 수 있다.
본 발명에 따른 제조방법에 의해 두께 및 부피가 감소되어 경량화된 방사선 차폐재가 제공된다. 차폐재의 흡수효과는 상술한 바와 같이, 방사선 차폐물질의 나노화를 달성함으로써, 차폐재 내에서 나노입자와 입사되는 방사선과의 충돌확률을 높여 방사선의 평균자유경로를 감소시킨 결과 달성된다. 이와는 달리, 마이크로 크기 이상의 방사선 차폐물질을 포함하는 차폐재를 이용하여 나노 크기의 차폐물질을 포함하는 차폐재와 동일한 흡수효과를 달성하기 위해서는 입사되는 방사선과 충돌확률을 높여 방사선의 평균자유경로를 감소시켜야 하기 때문에, 상대적으로 많은 양의 마이크로 크기 이상의 차폐물질을 차폐재 내에 포함하여야 하고, 그 결과, 차폐재의 중량뿐만 아니라 이를 수용할 수 있는 차폐재의 부피, 즉 차폐재의 두께가 증가된다. 이러한 관점에서, 본 발명에 따른 방사선 차폐재는 우수한 흡수효과를 나타낼 뿐만 아니라, 경량화가 달성된 방사선 차폐재를 제공한다.
The manufacturing method according to the present invention provides a radiation shielding material which is reduced in thickness and volume and light in weight. As described above, the absorption effect of the shielding material is achieved as a result of reducing the average free path of the radiation by increasing the probability of collision between the nanoparticles and the incident radiation in the shielding material by achieving the nanoization of the radiation shielding material. On the other hand, in order to achieve the same absorption effect as that of a shielding material including a nano-sized shielding material by using a shielding material containing a radiation shielding material having a micron size or more, the average free path of the radiation must be reduced by raising the probability of collision with the incident radiation , A relatively large amount of shielding material having a micro size or more must be contained in the shielding material, and as a result, the weight of the shielding material, that is, the thickness of the shielding material, which can accommodate the shielding material, can be increased. In view of the above, the radiation shielding material according to the present invention not only exhibits excellent absorption effect, but also provides a radiation shielding material which is light in weight.
본 발명에 따른 상기 방사선 차폐재는 방사선 피복의류, 사용후 핵연료 수송/저장 용기, 사용후 핵연료 저장고 및 사용후 핵연료 재처리 시설, 가속기를 포함하는 방사선 발생시설, 방사성 물질의 수송/저장용기, 우주 방사선 흡수부(항공우주선, 인공위성 등), 무기체계의 방사선 흡수부 등의 방사선 흡수가 요구되는 부분에 유용하게 사용될 수 있다.
The radiation shielding material according to the present invention may be used for radiation shielding clothing, spent fuel transportation / storage containers, spent nuclear fuel storage and spent fuel reprocessing facilities, radiation generating facilities including accelerators, transport / storage containers for radioactive materials, Absorption parts (aerospace, satellite, etc.), and radiation absorption parts of the inorganic system.
이하, 본 발명을 실시예를 들어 상세히 설명한다. 단, 하기의 실시예는 본 발명을 예시하는 것일 뿐, 본 발명의 내용이 하기의 실시예에 의해 한정되는 것은 아니다. Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to examples. However, the following examples are illustrative of the present invention, and the present invention is not limited by the following examples.
<실시예 1> 중성자 차폐재의 제조 1
≪ Example 1 > Preparation of
*단계 1. 중성자 흡수 나노 입자를 제조하는 단계Step 1: Steps to manufacture neutron absorbing nanoparticles
상용화된 200 ~ 300 ㎛ 크기의 산화보론(B2O3, 고순도화학, 일본)을 1000 rpm으로 약 10분 동안 볼 밀링을 수행하여 100 ~ 1000 nm 크기의 보론화합물 나노입자를 제조하였다.
The commercially available boron oxide (B 2 O 3, High Purity Chemical, Japan) having a size of 200 to 300 μm was ball milled at 1000 rpm for about 10 minutes to prepare boron compound nanoparticles having a size of 100 to 1000 nm.
단계 2. 나노 입자로 분쇄된 보론 화합물의 계면활성 단계Step 2. Interfacial activity of the boron compound ground into nanoparticles
상기 단계 1에서 제조된 보론 화합물 나노 입자를 동일한 양의 폴리비닐알콜에 대하여 700 rpm으로 60분 동안 밀링을 수행하여 입자의 크기를 줄이면서 동시에 폴리비닐알콜을 보론화합물 나노입자에 계면활성(코팅)하였다. 이때 나노입자의 계면활성화는 입자가 다시 커지는 현상을 방지하여 입자의 크기를 나노 크기로 유지할 수 있는 장점도 동시에 가지고 있다. 상기 공정의 결과로 얻을 수 있는 보론화합물의 입자의 평균크기는 210 nm 이다.
The boron compound nanoparticles prepared in the
단계 3. 계면활성된 보론화합물 나노입자의 고분자 기재 내 분산 및 성형단계
보론 2.5 중량%의 나노 크기의 보론화합물 및 적당량의 폴리비닐알콜로 계면활성된 나노분말을 폴리비닐알콜 고분자 기재에 균일하게 분말 분산시킨 후 0.2 cm, 0.5 cm, 0.75 cm 및 1 cm의 두께로 가열 압축시켜 나노 보론화합물 입자를 포함하는 방사선 차폐재를 제조하였다.
Boron 2.5 wt% nano-sized boron compound and an appropriate amount of polyvinyl alcohol were uniformly powder-dispersed on a polyvinyl alcohol polymer base material and then heated to a thickness of 0.2 cm, 0.5 cm, 0.75 cm, and 1 cm And compressed to prepare a radiation shielding material containing nanoboron compound particles.
<실시예 2> 중성자 차폐재의 제조 2≪ Example 2 > Preparation of neutron shielding material 2
상기 실시예 1의 단계 3에서 보론 1.0 중량% 나노 크기의 보론화합물 및 적당량의 폴리비닐알콜을 이용한 계면활성 조성을 제외하고는 상기 실시예 1과 동일하게 수행하여 중성자 차폐재를 제조하였다.
A neutron shielding material was prepared in the same manner as in Example 1 except that the boron compound having a boron content of 1.0% by weight in terms of boron and an appropriate amount of polyvinyl alcohol were used in the
<실시예 3> 중성자 차폐재의 제조 3≪ Example 3 > Preparation of
방사선 차폐물질로 B4C를 사용한 것을 제외하고는 실시예 1의 단계 1 및 2와 동일한 방법으로 계면활성된 B4C 나노분말(평균 입도 ~ 50nm)을 제조하였고, 이를 HDPE 고분자 기재에 강제교반하면서 용융 혼합 후 사출 성형하여 방사선 차폐재를 제조하였다. 따라서 본 공정을 이용하여 나노입자의 분산을 고상(분말)뿐 아니라 액상 상태에서 균일하게 수행할 수 있음을 확인하였다.
The surface activated B 4 C nano powder (average particle size ~ 50 nm) was prepared in the same manner as in
<비교예 1> 마이크로 보론화합물 입자를 이용한 중성자 차폐재의 제조 1≪ Comparative Example 1 > Preparation of neutron shielding material using
상기 실시예 1의 단계 3에서 보론화합물 나노입자 대신 상용화된 200 ~ 300 ㎛ 크기의 산화보론(B2O3, 고순도화학, 일본)을 사용한 것을 제외하고는 실시예 1과 동일하게 수행하여 마이크로 크기의 방사선 차폐물질을 함유하는 중성자 차폐재를 제조하였다.
The procedure of Example 1 was repeated except that boron oxide (B 2 O 3, high purity chemistry, Japan) was used instead of the boron compound nanoparticles in the
<비교예 2> 마이크로 보론입자를 이용한 중성자 차폐재의 제조 2≪ Comparative Example 2 > Preparation of neutron shielding material using microboron particles 2
상기 실시예 2의 단계 3에서 보론화합물 나노입자 대신 상용화된 200 ~ 300 ㎛ 크기의 산화보론(B2O3, 고순도화학, 일본)을 사용한 것을 제외하고는 실시예 2와 동일하게 수행하여 마이크로 크기의 방사선 차폐물질을 함유하는 중성자 차폐재를 제조하였다.
The procedure of Example 2 was repeated except that boron oxide (B 2 O 3, high-purity chemistry, Japan) having a size of 200 to 300 μm, which was commercialized in place of the boron compound nanoparticles, was used in
<비교예 3> 상용 중성자 차폐재≪ Comparative Example 3 > A commercially available neutron shielding material
200 ~ 300 ㎛ 크기의 보론 9.0 중량% 보론화합물(B2O3)가 폴리우레탄 기재에 분산된 상용화된 중성자 차폐재(미국 Nelco사 제조)를 사용하였다.
A commercially available neutron shielding material (manufactured by Nelco, USA) having a boron 9.0 wt% boron compound (B 2 O 3 ) of 200 to 300 μm size dispersed in a polyurethane base was used.
<비교예 4> 상용 중성자 차폐재≪ Comparative Example 4 > A commercially available neutron shielding material
200 ~ 300 ㎛ 크기의 보론 5.0 중량% 보론 화합물(B2O3)가 고밀도 폴리에틸렌 기재에 분산된 상용화된 중성자 차폐재(미국 Nelco사 제조)를 사용하였다.
A commercially available neutron shielding material (manufactured by Nelco, USA) in which boron 5.0 wt% boron compound (B 2 O 3 ) having a size of 200 to 300 μm was dispersed in a high-density polyethylene base was used.
<실험예 1> 방사선 차폐재 내 보론 나노입자의 분산상 관찰<Experimental Example 1> Observation of dispersed phase of boron nanoparticles in radiation shielding material
보론화합물 나노 입자의 분산상태를 알아보기 위하여, 상기 실시예 1 및 비교예 1의 중성자 차폐재를 주사전자현미경 및 투과전자현미경으로 관찰하여 도 1 및 도 2에 나타내었다. The neutron shielding materials of Example 1 and Comparative Example 1 were observed with a scanning electron microscope and a transmission electron microscope in order to examine the dispersion state of the boron compound nanoparticles, and they are shown in FIGS. 1 and 2.
도 1 및 도 2에 나타낸 바와 같이, 마이크로 입자 크기를 갖는 비교예 1의 차폐재 보다 작은 보론화합물 나노입자가 폴리비닐알콜 기재에 고루 분산이 되어 있는 것을 확인하였다,
As shown in Fig. 1 and Fig. 2, it was confirmed that the boron compound nano-particles smaller than the shielding material of Comparative Example 1 having micro particle size were uniformly dispersed in the polyvinyl alcohol base.
<실험예 2> Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 이용한 방사선 차폐물질 입자 크기에 따른 방사선 흡수율 모사EXPERIMENTAL EXAMPLE 2 Radiation Absorption Rate Modification According to Particle Size of Radiation Shielding Material Using Monte Carlo N-Particle (MCNP) Transport Code
HDPE에 ~ 10-15m 크기의 보론핵을 포함하는 300 ㎛의 산화보론화합물 입자(a)와 0.5 ㎛의 산화보론화합물 입자(b)가 균일하게 분산된 차폐재에 대한 중성자 흡수율을 MCNP를 이용하여 모사하였다. The neutron absorptivity of the shielding material in which 300 탆 of the boron oxide compound particle (a) containing the boron nuclei of the size of ~ 10 -15 m and the boron oxide compound particle (b) of 0.5 탆 was uniformly dispersed in the HDPE was measured using MCNP Respectively.
전통적인 MCNP 모사를 이용해서는 입자크기에 대한 방사선 흡수율을 계산할 수 없기 때문에 본 발명에서는 이를 달성하기 위해 산화보론화합물 입자의 크기가 300 ㎛이며 보론 2.5 중량%가 되도록 하나의 픽셀에 하나의 보론화합물 입자를 중심에 위치하도록 한 후 각 픽셀을 어레이로 규격화하여 모사하였다. 입자의 크기가 0.5 ㎛인 산화보론화합물의 경우도 동일한 방법으로 모사하였고 기본적인 모사개념을 도3의 (a)와 (b)에 나타내었다. In order to accomplish this, in order to achieve this, one boron compound particle is added to one pixel so that the size of the boron oxide compound particle is 300 μm and the boron content is 2.5% by weight, because the conventional absorption spectrum can not be calculated using the conventional MCNP simulation After centering, each pixel was normalized by array and simulated. A boron oxide compound having a particle size of 0.5 mu m was also simulated in the same manner and the basic simulation concept is shown in Figs. 3 (a) and 3 (b).
상기 결과를 차폐물질의 중성자 흡수단면적(neutron microscopic absorption cross-section)과 보론 함유량에만 의존하는 전통적인 MCNP 방법(보론의 핵이 균일하게 분산되어 있다고 가정하여 모사하기 때문에 입자의 크기가 ~ 10-15m로 가정하는 경우)을 이용한 모사결과와 비교하였다. 입자크기에 대한 중성자 흡수율 MCNP 모사결과와 전통적인 MCNP 모사 결과는 도4에 나타내었다.The results are compared with the conventional MCNP method, which depends only on the neutron microscopic absorption cross-section of the shielding material and on the boron content (assuming that the boron nuclei are uniformly dispersed, the particle size is ~ 10 -15 m ) Were compared with the simulated results. The neutron absorption rate versus particle size results of MCNP simulations and conventional MCNP simulations are shown in FIG.
도 4에 나타낸 바와 같이, 0.5 ㎛의 산화보론 화합물 입자를 포함하는 차폐재(●)는 300 ㎛의 산화보론 화합물 입자를 포함하는 차폐재(■)에 비해 차폐재 두께에 따라 약 25% ~ 75%의 방사선 흡수율이 증가하는 것을 확인하였다. 또한 전통적인 MCNP 방법을 이용한 모사결과(▲)는 각각의 입자크기에 의존하는 모사결과와 비교하여 50% 이상 방사선 흡수 효율이 우수하였다. 이는 전통적인 MCNP는 방사선 차폐물질의 크기가 ~ 10-15m인 보론의 핵이 균일하게 분포된 것으로 가정하기 때문이다.
As shown in Fig. 4, the shielding material (占) containing 0.5 占 퐉 of the boron oxide compound particles has a radiation dose of about 25% to 75% depending on the thickness of the shielding material () It was confirmed that the water absorption rate was increased. Also, the simulated results (▲) using the conventional MCNP method were superior to those of the simulation results depending on the particle size, and the radiation absorption efficiency was more than 50%. This is because the conventional MCNP assumes that nuclei of boron with a size of ~ 10 -15 m of radiation shielding material are uniformly distributed.
본 발명의 입자크기에 대한 MCNP 모사방법은 기존의 전통적인 MCNP 모사와 실험치의 오차에 대한 원인을 제공할 수 있다. 왜냐하면 기본적으로 전통적인 MCNP 방법은 입자크기에 대한 고려가 없지만 실제적인 방사선 차폐재는 보론핵이 수백에서 수 만개 이상 뭉쳐있는 큰 흡수입자(보론화합물)들이 포함되어 있기 때문이다. The MCNP simulation method for the particle size of the present invention can provide a cause for errors in the conventional MCNP simulations and experimental data. Because, basically, the traditional MCNP method has no consideration of particle size, but the actual radiation shielding material contains large absorption particles (boron compounds) with hundreds to tens of thousands of boron nuclei.
<실험예 3> 방사선 흡수율 측정Experimental Example 3 Measurement of Radiation Absorption Rate
상기 실시예 1 내지 2, 비교예 1 내지 4의 중성자 흡수율을 하기와 같이 측정 및 계산하였다.The neutron absorption ratios of Examples 1 to 2 and Comparative Examples 1 to 4 were measured and calculated as follows.
열중성자 흡수율은 하기 수학식 1을 이용하여 계산될 수 있다.The thermal neutron absorption rate can be calculated using the following equation (1).
Io는 입사 중성자플럭스(Incident neutron beam flux, n/cm2/s), t는 차폐재의 두께(cm)이고, Σth는 열중성자흡수단면적(Macroscopic thermal neutron absorption cross-section, cm-1)으로 Σth = Nσ로 주어진다. 여기서 N은 방사선 차폐물질의 수밀도(원자수/cm3)이며 σ는 열중성자 미세흡수단면적(Microscopic thermal neutron absorption cross-section, cm2)으로 물질마다 고유한 값이며 실험적으로 측정된다. 중성자의 평균자유경로(λth)는 Σth의 역수인 λth ~ 1/Σth와 같이 표시된다.
I o is incident neutron flux (Incident neutron beam flux, n / cm 2 / s), t is the thickness (cm) of the shielding material, the thermal neutron absorption cross section Σ th (Macroscopic thermal neutron absorption cross-section , cm -1) Σ th = ≪ / RTI > Where N is the number density of the radiation shielding material (number of atoms / cm 3 ) and σ is the thermal neutron absorption cross-section (cm 2 ). The mean free path (λ th) of the neutrons is Σ is expressed as the inverse of λ th ~ 1 / Σ th of th.
한국원자력연구원 하나로 연구로의 중성자 4축 단결정 회절장치 (FCD, Four Circle Diffractometer)를 이용하여 파장은 ~ 0.997Å, 플럭스는 ~ 6.6× 105 n/cm2/s 인 열중성자원으로 각각 조사하였으며, 검출기는 He-3 비례계수관을 시료에서 ~2 m 떨어진 지점에서 각 두께 및 함량에 따른 차폐재에 대하여 투과된 중성자수를 10초 동안 조사하여 10번 이상 측정된 평균값을 사용하였다.
Using a neutron four-axis four-axis diffractometer (FCD) of HANARO Research Institute of Korea Atomic Energy Research Institute (KEITI), the wavelength was ~ 0.997 Å and the flux was ~ 6.6 × 10 5 n / cm 2 / s. , And the detector used a mean value measured 10 times or more by irradiating the neutron number of the shielding material according to each thickness and content at a distance of 2 m from the sample in the He-3 proportional counter tube for 10 seconds.
도 5 나타낸 바와 같이, 보론 2.5 중량%로 보론화합물 입자가 함유되어 있는 중성자 차폐재는 두께가 증가함에 따라 흡수율이 증가하는 경향을 보이고 있으며 동일한 두께에서 보론화합물 입자가 작은 실시예 1(●)의 흡수율이 비교예 1(■)보다 더 우수한 것을 확인하였다.
As shown in FIG. 5, the neutron shielding material containing boron compound particles in an amount of 2.5% by weight of boron tends to increase as the thickness thereof increases. Was better than Comparative Example 1 (1).
도 6에 나타낸 바와 같이, 보론 1.0 중량%로 보론화합물 입자가 함유되어 있는 차폐재도 도 5의 경우와 동일하게 두께가 증가함에 따라 흡수율이 증가하는 경향을 보이고 있으며 동일한 두께에서 보론 화합물 입자가 작은 실시예 2(●)의 흡수율이 비교예 2(■)보다 더 우수한 것을 확인하였다.
As shown in Fig. 6, the shielding material containing boron compound particles at 1.0 wt% of boron tends to increase in absorption rate as the thickness increases as in the case of Fig. 5, showing that the boron compound particles are small in the same thickness It was confirmed that the absorption rate of Example 2 (●) was better than that of Comparative Example 2 (2).
입사된 중성자수와 차폐재를 통과한 중성자수의 비를 이용하여 하기와 같이 열중성자 흡수단면적 (Σth)과 평균자유경로(λth)를 계산하였고 표 1에 나타내었다.The thermal neutron absorption cross section (Σ th ) and the mean free path (λ th ) were calculated using the ratio of the number of neutrons injected and the number of neutrons passing through the shielding material as shown in Table 1.
결론적으로 입자의 크기가 작은 경우 평균자유경로(λth)가 최소한 15% 이상 감소하여 중성자 흡수효율이 증가하는 것을 확인하였다.
As a result, it was confirmed that the neutron absorption efficiency was increased by decreasing the average free path (λ th ) by at least 15% when the particle size was small.
(중량%)Boron content
(weight%)
(cm-1)The thermal neutron-absorbing cross-sectional area, Σ th
(cm -1 )
(cm)Thermal neutron mean free path, lambda
(cm)
상기 표 1에 의하면, 실시예 1의 경우 비교예 1과 동일한 보론 함량을 가지면서도 비교예 1에 비해서 열중성자 거시흡수단면적이 ~15% 증가하였고 실시예 2의 경우도 비교예 2와 동일한 보론 함량을 가지면서도 열중성자 거시단면적이 ~14% 증가함을 알 수 있다. 표 1에 의하면 보론 1.0 중량%의 나노 보론화합물을 함유한 차폐재가 보론 2.5 중량%의 마이크로 보론화합물을 함유한 차폐재와 유사한 중성자 흡수능을 보유하고 있어 차폐재의 경량화에 기여할 수 있음을 증명한다.Table 1 shows that the thermal neutron macroscopic absorption cross-sectional area was increased by ~ 15% as compared with Comparative Example 1 while having the same boron content as that of Comparative Example 1 in Example 1, and the same boron content as Comparative Example 2 in Example 2 And the cross-sectional area of the thermal neutron is increased by ~ 14%. According to Table 1, it is proved that a shielding material containing 1.0% by weight of boron nano boron compound possesses a neutron absorbing ability similar to that of a shielding material containing micro boron compound of boron of 2.5% by weight, thereby contributing to weight saving of the shielding material.
또한, 상기 표 1에 의하면, 상용화되어 시판되고 있는 미국 Nelco사의 제품인 비교예 3 및 비교예 4의 경우, 보론 함량이 실시예 1에 비하여 각각 3.6배, 2배이고, 실시예 2에 비해서는 각각 9배 및 5배임에도 불구하고, 열중성자 흡수단면적 값은 실시예 1에 비하여 각각 1.28배, 0.84배이고, 실시예 2에 비해서는 각각 1.55배, 1.02배에 불과한 것으로 나타났다. 이는 마이크로 입자 크기를 갖는 비교예 3 및 비교예 4에 비해 본 발명의 실시예 1 및 2의 중성자 차폐재가 훨씬 적은 함량의 방사선 차폐물질을 함유함에도 불구하고, 흡수효과는 유사하고, 경우에 따라서는 더 우수함을 알 수 있다. In addition, according to the above Table 1, in the case of Comparative Example 3 and Comparative Example 4 which are commercialized and marketed by Nelco Company of USA, the boron content is 3.6 times and 2 times, respectively, as compared with Example 1, The thermal neutron absorption cross-sectional area values were 1.28 times and 0.84 times, respectively, as compared with Example 1, and 1.55 times and 1.02 times as compared with Example 2, respectively. Although the neutron shielding materials of Examples 1 and 2 of the present invention contain a much smaller amount of radiation shielding material than the Comparative Example 3 and Comparative Example 4 having a microparticle size, the absorption effect is similar, It can be seen that it is better.
한편, 비교예 3의 경우 고분자 기재로서 폴리우레탄을 사용하여 차폐재 내에 기공이 많이 존재하는 결과, 실시예 1 및 2에 비하여 상대적으로 월등한 양의 보론화합물을 함유함에도 불구하고, 흡수효과의 상승 정도가 미미하다. 이는 폴리우레탄 기재 차폐재의 90%에 달하는 공극율이 흡수효과를 감소시킨 것임을 알 수 있다.
On the other hand, in the case of Comparative Example 3, polyurethane was used as a polymer base material, and a large amount of pores were present in the shielding material. As a result, although the amount of the boron compound was relatively high as compared with Examples 1 and 2, Is small. It can be seen that the porosity of 90% of the polyurethane-based shielding material is a reduction of the absorption effect.
이로부터, 본 발명의 방사선 차폐재는 종래 방사선 차폐재에 비하여, 적은 함량의 방사선 차폐물질을 사용하여도 사용량 대비 우수한 방사선 흡수효과를 나타냄을 알 수 있고, 나아가 방사선 차폐재의 경량화를 실현할 수 있음을 알 수 있다.It can be seen from the above that the radiation shielding material of the present invention exhibits a superior radiation absorbing effect compared to the conventional radiation shielding material even when a small amount of the radiation shielding material is used and further that the light shielding material can be lightened have.
Claims (9)
(Polyvinyl alcohol), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE), epoxy, synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber and fluorinated rubber in an amount of 80.0 to 99.0% The polymeric substrate selected is coated with one of the surfactants selected from the polymer base materials and 1.0 - 20.0% by weight of the radiation shielding material having a nano size of 10 - 900 nm is dispersed uniformly Wherein the radiation shielding member is made of a metal.
The radiation shield according to claim 1, wherein the radiation is a neutron or a gamma ray.
The method of claim 2, wherein when the radiation is a neutron, the radiation shielding material is any one selected from the group consisting of boron, lithium, gadolinium, samarium, europium, cadmium, and dysprosium, And the radiation shielding material.
The radiation shielding material according to claim 2, wherein when the radiation is gamma ray, the radiation shielding material is any one selected from the group consisting of lead, iron and tungsten, a compound containing the same, or a mixture thereof.
The method of claim 1, wherein the shielding material is selected from the group consisting of a radiation shielding garment, a spent fuel transport / storage container, a spent nuclear fuel storage, a spent nuclear fuel reprocessing facility, a radiation generating facility including an accelerator, Wherein the radiation shielding material is used for one type of radiation shielding material selected from the group consisting of a radiation shielding material and a radiation shielding material of the inorganic system.
The radiation shielding material according to claim 1, wherein the surfactant is the same material as the polymer substrate.
상기 단계 1에서 분쇄된 나노 크기의 방사선 차폐물질을 폴리비닐알콜(PVA), 폴리에틸렌(PE), 고밀도 폴리에틸렌(HDPE), 저밀도 폴리에틸렌(LDPE), 에폭시(Epoxy), 합성고무, 천연고무, 실리콘계 고무 및 불소계 고무로 이루어지는 군에서 선택되는 고분자 계면활성제와 혼합하여 코팅(표면처리)시킴과 동시에 재분쇄시키는 단계(단계 2); 및
상기 단계 2에서 제조된 1.0 - 20.0 중량%의 나노크기의 방사선 차폐물질을 80.0 - 99.0 중량%의 폴리비닐알콜(PVA), 폴리에틸렌(PE), 고밀도 폴리에틸렌(HDPE), 저밀도 폴리에틸렌(LDPE), 에폭시(Epoxy), 합성고무, 천연고무, 실리콘계 고무 및 불소계 고무로 이루어지는 군에서 선택되는 고분자 기재 상에 균일하게 분산시키는 단계(단계 3)를 포함하는 제1항의 방사선 차폐재의 제조방법.
Pulverizing the radiation shielding material into nano-sized particles (step 1);
The nano-sized radiation shielding material pulverized in the step 1 may be applied to a substrate made of a polyvinyl alcohol (PVA), a polyethylene (PE), a high density polyethylene (HDPE), a low density polyethylene (LDPE), an epoxy, a synthetic rubber, (Surface treatment) with a polymer surfactant selected from the group consisting of a fluorine-based rubber and a fluorine-based rubber (step 2); And
The radiation shielding material of 1.0-20.0 wt% of the nano-sized radiation shielding material prepared in the above step 2 is applied to the surface of the substrate in an amount of 80.0-99.0 wt% of polyvinyl alcohol (PVA), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE) (Step 3) of uniformly dispersing the composition on a polymer substrate selected from the group consisting of epoxy, synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber and fluorine rubber.
8. The method of claim 7, wherein the grinding or re-grinding is performed by ball milling.
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