KR20120127704A - Radiation shielding members including nano-particles as a radiation shielding materials and preparation method thereof - Google Patents
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Abstract
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 divided into ionizing radiation and non-ionizing radiation. 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 a material. Specifically, ionizing radiation may be divided into direct ionizing radiation and indirect ionizing radiation. Direct ionizing radiation refers to alpha rays, beta rays, and protons that have the ability to directly ionize a substance. Indirect ionizing radiation refers to radiation that indirectly ionizes a substance by interaction with the substance, although it has no ability to directly ionize the substance. , Gamma rays, 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 has a small energy that does not produce ions or is very unlikely to produce ions when passing through a material, and includes infrared rays, visible rays, and ultraviolet rays.
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 paper-like materials, and they stop quickly in the air and do not need to be absorbed. Beta rays are known to be larger than alpha rays, but they can generally 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.Gamma rays, on the other hand, are electromagnetic waves with higher energy than X-rays, resulting from the collapse or transformation of the nucleus. Such gamma rays may be blocked through concrete or high density metal materials such as iron and lead, but when metal materials are used, the weight of the shielding material is increased due to their high density.
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 occur when the nucleus collapses or divide and do not charge, but fast neutrons have a large energy of 1 MeV or more. In addition, a shielding material containing a radiation shielding material for absorbing the thermal neutrons (˜0.025 eV) of which the high-speed neutrons are reduced in speed 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 atoms or molecules, altering the major structure of DNA or proteins, and when acting on the germ cells of an organism, they can induce mutations and increase the probability of causing malformations. In this case, a disease such as cancer may be generated. Moreover, the thermal neutron has a problem of radioactively polluting the surrounding environment by radiating the surrounding materials. Therefore, in the field where radiation is applied, a radiation shielding material capable of absorbing gamma rays or neutrons harmful to humans and the environment is indispensable.
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 the conventional gamma ray shielding material can obtain a gamma ray absorption effect by using materials including iron, lead, cement, and the like. On the other hand, as a neutron shielding material, it is generally known to use a compound containing a material having a large neutron absorption cross-section such as boron, lithium, and gadolinium having excellent neutron absorption ability in a polymer or metal substrate. have. For example, Korean Patent Publication No. 10-2006-0094712 combines boron, which is known to absorb neutrons, and lead, which is known to attenuate gamma rays, in order to achieve the purpose of simultaneously absorbing neutrons and gamma rays while being easy to process. Disclosed is a shielding material using high density polyethylene as a polymer substrate. However, the present 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 is only known to be determined by the type of radiation shielding material (microabsorbing means area for neutrons, attenuation constant for gamma rays), the content in the matrix and the thickness of the shielding material. It is not known that the particle size of has a great influence on the radiation absorption performance, and furthermore, it has not been reported that the radiation shielding material can be prepared by uniformly dispersing nano-sized radiation shielding material particles uniformly in 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.
Thus, the present inventors introduced a nano-sized radiation shielding material as a radiation shielding material, the collision probability of the incident radiation and the nano-sized radiation shielding material in the shielding material is increased to increase the radiation absorption effect, as well as more than the micro-sized Radiation can be made lighter by obtaining a shield having a reduced thickness and volume than a shield including a shielding material, and furthermore, by minimizing the generation of pores in the shield, thereby preventing a decrease in absorption effect due to the presence of pores and a decrease in physical properties of the shield. The present invention was completed by finding that the shielding material can be usefully used for spent nuclear fuel transport / storage containers and the like.
본 발명의 목적은 방사선 흡수 효과가 우수하고, 경량이며, 차폐재의 물성 저하를 방지할 수 있는 나노 크기의 방사선 차폐물질을 포함하는 방사선 차폐재를 제공하는데 있다. SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a radiation shielding material including a nano-sized radiation shielding material which is excellent in the radiation absorption effect, lightweight, and can prevent the physical property of the shielding material from being lowered.
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-scale 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 and a method for manufacturing the same, which is produced by uniformly dispersing a nano-sized radiation shielding material in a polymer substrate.
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, which is composed of a substrate in which nano-sized radiation shielding material is uniformly dispersed, increases the probability that radiation collides with the shielding material, as compared with a shielding material consisting of a radiation shielding material having a micro size or more, and as a result In addition to reducing the average free path of radiation in the shielding material, the radiation absorbing effect is superior to that of the conventional radiation shielding material, and at the same density, the shielding material according to the present invention can reduce its thickness and volume, thereby achieving lighter weight of the shielding material. In addition, by minimizing the generation of pores in the shielding material to prevent the degradation of the absorption effect due to the presence of pores and the degradation of the physical properties of the shielding material, it can be usefully used for spent nuclear fuel transport / storage container.
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 taken by a scanning electron microscope according to an embodiment of the present invention ((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 taken with a transmission electron microscope according to an embodiment of the present invention ((a) Comparative Example 1 (Micro-B 2 O 3 / PVA composite material), (b) Example 1 (Nano-B 2 O 3 / PVA composite));
3 is a concept of a method for performing MCNP simulation according to the particle size ((a) MCNP pixel diagram for 300μm boron oxide, (b) MCNP pixel diagram for 0.5μm boron oxide);
Figure 4 is a graph showing the results of the radiation absorption rate of one embodiment according to the present invention using MCPN (particle size of boron compound 300 ㎛ (■), 0.5 ㎛ (●), and ~ 10 -15 m (▲) , Nucleus size for traditional MCNP);
5 is a graph measuring the absorption rate of the radiation absorbing material (boron content of 2.5% by weight) according to the embodiment of the present invention (Example 1 (●), Comparative Example 1 (■)); And
6 is a graph measuring the absorption of the radiation absorbing agent (boron content 1.0 wt%) according to the embodiment of the present invention (Example 2 (●), Comparative Example 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 prepared 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 substrate or a metal substrate in which the radiation shielding material ground to a nano size of 10 to 900 nm is uniformly dispersed. The nano-crushed radiation shielding material may increase the probability of collision with radiation incident on the shielding material. The impinged radiation reduces the length of the average free path, increasing the probability of absorption (and attenuation) of the radiation, resulting in the effective absorption of the radiation.
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 to increase the absorption efficiency by increasing the collision probability between the incident radiation and the shielding material. If the particle size is less than 10 nm, it is difficult to produce nanoparticles, and if it exceeds 900 nm, the collision probability is increased. By decreasing the amount, the effective radiation absorption efficiency of the nanoparticles cannot be obtained. Such nanoparticles can be used to mechanically pulverize a radiation shielding material of several tens to hundreds of micrometers using a mechanical activation process (MA) 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.
In addition, the content of the nano-size shielding material included in the shielding material according to the present invention is preferably 1.0 to 20.0% by weight depending on the absorption purpose. If the nanoparticle sized radiation shielding material is less than 1.0% by weight, there is a problem in that the radiation absorption effect is reduced, and when it exceeds 20.0% by weight, the absorption efficiency may increase, but the shielding material is uniformly applied to the polymer substrate or the metal substrate. It is difficult to disperse and there is a problem that the weight of the shielding material is significantly 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.
Furthermore, the content of the polymer substrate or the metal substrate according to the present invention is preferably 80.0-99.0% by weight. If the content of these substrates is less than 80.0% by weight, there is a problem of lowering the deceleration efficiency of the high-speed neutron, and if the content is more than 99.0% by weight, the content of the radiation shielding material is lowered to reduce the shielding efficiency.
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 molded so that the pore content is minimized to 5% or less. Since the presence of pores in the shielding material not only lowers the physical properties of the shielding material but also hinders the improvement of the radiation absorption effect, the presence of such pores is more preferable.
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 absorbed radiation is a neutron, the nanoparticles are preferably boron, lithium, gadolinium, samarium, europium, cadmium, dysprosium, or a compound containing the same or a mixture thereof having a large thermal neutron absorption area. The radiation shielding material can be selected according to the use and the kind of the known materials, but it is more preferable that they are boron or boron compounds. Examples of preferred boron compounds include B 2 O 3 , B 4 C, Na 2 B 4 O 7 , BN, and the like.
흡수되는 방사선이 감마선인 경우, 상기 나노입자는 고밀도인 납, 철, 텅스텐 또는 이를 포함하는 화합물, 또는 이들의 혼합인 것이 바람직하다.
When the radiation absorbed is gamma rays, the nanoparticles are preferably high density lead, iron, tungsten or a compound containing the same, 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 substrate or a metal substrate on which the radiation shielding material is dispersed. The polymer substrate or the metal substrate may be easily formed in the final shielding material, minimize the generation of pores when mixed with the nanoparticles, and more preferably has a radiation absorption 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.The polymer base material has high hydrogen density and is an effective polymer for slowing high-speed neutrons, and may include polyvinyl alcohol (PVA), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE), epoxy, rubber, and the like. The rubber is preferably synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber, fluorine rubber and the like. Among them, 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 substrate, a high density metal is preferable, for example, stainless steel, aluminum, titanium, zirconium, scandium, yttrium, cobalt, chromium, nickel, tantalum, molybdenum, tungsten, or an alloy thereof.
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 may be dispersed in the polymer substrate or the metal substrate by a powder mixing method or a melt mixing method. In this case, it is important that the nano-sized radiation shielding material is uniformly dispersed in the polymer substrate or the metal substrate. This is directly related to the radiation absorption effect of the shielding material being obtained uniformly 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. In the case of using the powder mixing method, there is no difficulty in uniformly dispersing the nanoparticles. However, in the case of using the melt mixing method, the nano-sized radiation shielding material is agglomerated through aggregation and it is difficult to disperse uniformly. In order to solve this problem, before dispersing the pulverized nanoparticles on the polymer substrate or the metal substrate, it is admixed with a surfactant having the same or higher affinity with these polymers or metal substrates to coat the surface of the nanoparticles surface active desirable. By coating the surface of the nanoparticles having a low affinity with the substrate with such a high affinity material, the affinity between the nanoparticles and the substrate is increased so that the nanoparticles in the substrate do not agglomerate and are evenly distributed and distributed throughout the substrate. . When the base material is a polymer, the same material as the base material may be used as the surfactant, and when such a material is not available, polyvinyl alcohol, polyethylene, epoxy, rubber, or the like may be used. In addition, when the base material is a metal, stainless steel, aluminum, tungsten, titanium, nickel and 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, in order to not only make the nanoparticles more fine, but also to prevent the growth by agglomeration again to make the dispersion more effective, it is preferable to carry out ball milling and the like to regrind. It is preferable to forcibly stir at high speed in order to uniformly disperse in the liquid polymer substrate or the metal substrate.
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 provided as a radiation shielding material having a constant form by conventional molding and / or processing of the powder or liquid finally dispersed uniformly on the polymer substrate or metal substrate. In this case, as a method used for molding and / or processing, conventional compression molding, injection molding, extrusion molding, and casting may be used. In this case, it is preferable 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.
In addition, the present invention comprises the steps of pulverizing the radiation shielding material into nano-sized particles (step 1); The nano-scale 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 in detail 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 to perform the coating using a material having a high affinity with the polymer substrate or the metal substrate in order to uniformly disperse the radiation shielding material crushed to nano size 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 in the substrate during melt mixing due to the properties of the nanoparticles. In order to solve this problem, the present invention is to increase the intimacy with the substrate by coating the nanoparticles with the same material or a surfactant having a high affinity with the polymer substrate or metal substrate used to be uniformly dispersed on the substrate It provides a coating method of nanoparticles. In this case, the coating material that may be used may be the same material as the polymer substrate or the metal substrate described in the above shielding material, or a surfactant having high affinity therewith. Surfacting or coating such nanoparticles can prevent the particles from agglomerating and growing again. This can be more effectively achieved by simultaneously performing the grinding 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 reduces the thickness and volume to provide a lightweight radiation shielding material. As described above, the absorbing effect of the shielding material is achieved by achieving nano-ization of the radiation shielding material, thereby increasing the probability of collision between the nanoparticles and the incident radiation in the shielding material, thereby reducing the average free path of the radiation. On the other hand, in order to achieve the same absorption effect as the shield including the nano-sized shielding material by using the shield including the radiation shielding material of micro size or more, the average free path of the radiation should be reduced by increasing the probability of collision with the incident radiation. In other words, a shielding material having a relatively large amount of micro size or more must be included in the shielding material. As a result, the weight of the shielding material as well as the volume of the shielding material capable of accommodating the shielding material is increased. In this respect, the radiation shielding material according to the present invention not only exhibits an excellent absorption effect, but also provides a radiation shielding material in which weight reduction is achieved.
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 is a radiation-coated garment, a spent fuel transport / storage container, a spent fuel storage and a spent fuel reprocessing facility, a radiation generating facility including an accelerator, a transport / storage container for radioactive material, space radiation It can be usefully used in the part where radiation absorption is required, such as an absorption part (aerospace ship, a satellite, etc.), the radiation absorption part of an 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 merely to illustrate the present invention, but the content of 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 단계*
상용화된 200 ~ 300 ㎛ 크기의 산화보론(B2O3, 고순도화학, 일본)을 1000 rpm으로 약 10분 동안 볼 밀링을 수행하여 100 ~ 1000 nm 크기의 보론화합물 나노입자를 제조하였다.
Boron compound nanoparticles having a size of 100 to 1000 nm were prepared by performing ball milling of commercially available boron oxide (B 2 O 3, high purity chemistry, Japan) for about 10 minutes at 1000 rpm.
단계 2. 나노 입자로 분쇄된 보론 화합물의 계면활성 단계Step 2. Surfactant Step of Boron Compound Milled to 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
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% by weight of nano-sized boron compound and nanopowder surface-activated with an appropriate amount of polyvinyl alcohol were uniformly powder dispersed in a polyvinyl alcohol polymer substrate and heated to a thickness of 0.2 cm, 0.5 cm, 0.75 cm and 1 cm. Compression was performed to prepare a radiation shield comprising nano boron compound particles.
<실시예 2> 중성자 차폐재의 제조 2Example 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 in the
<실시예 3> 중성자 차폐재의 제조 3Example 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.
A surface-activated B 4 C nanopowder (average particle size ˜50 nm) was prepared in the same manner as in
<비교예 1> 마이크로 보론화합물 입자를 이용한 중성자 차폐재의 제조 1Comparative Example 1 Preparation of Neutron Shielding Material Using Micro
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.
Except for using a commercially available boron oxide of 200 ~ 300 ㎛ size (B 2 O 3, high purity chemistry, Japan) instead of the boron compound nanoparticles in
<비교예 2> 마이크로 보론입자를 이용한 중성자 차폐재의 제조 2Comparative Example 2 Preparation of Neutron Shielding Material Using Micro Boron 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.
Except for using a commercially available boron oxide of 200 ~ 300 ㎛ size (B 2 O 3, high purity chemistry, Japan) instead of the boron compound nanoparticles in
<비교예 3> 상용 중성자 차폐재Comparative Example 3 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) in which boron 9.0 wt% boron compound (B 2 O 3 ) having a size of 200 to 300 μm was dispersed in a polyurethane substrate was used.
<비교예 4> 상용 중성자 차폐재Comparative Example 4 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 on a high density polyethylene substrate was used.
<실험예 1> 방사선 차폐재 내 보론 나노입자의 분산상 관찰Experimental Example 1 Observation of Dispersed Phase of Boron Nanoparticles in a 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. In order to determine the dispersion state of the boron compound nanoparticles, the neutron shielding materials of Example 1 and Comparative Example 1 were observed with a scanning electron microscope and a transmission electron microscope and 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,
1 and 2, it was confirmed that the boron compound nanoparticles smaller than the shielding material of Comparative Example 1 having the micro particle size were evenly dispersed in the polyvinyl alcohol substrate.
<실험예 2> Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 이용한 방사선 차폐물질 입자 크기에 따른 방사선 흡수율 모사Experimental Example 2 Simulation of Radiation Absorption Rate 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 absorption rate of the shielding material in which 300 μm of boron oxide particles (a) and 0.5 μm of boron oxide particles (b) containing boron nuclei of ~ 10 -15 m in HDPE are uniformly dispersed is determined by using MCNP. Simulated.
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 achieve this, in the present invention, one boron compound particle is added to one pixel such that the boron oxide particle size is 300 µm and 2.5% by weight of boron. After centering, each pixel was normalized to an array and simulated. The boron oxide compound having a particle size of 0.5 μm was also simulated in the same manner, and basic simulation concepts are shown in FIGS. 3A and 3B.
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 based on the neutron microscopic absorption cross-section of the shielding material and the traditional MCNP method, which depends only on the boron content (assuming that the nuclei of boron are uniformly dispersed, the particle size is ~ 10 -15 m). The simulation results were compared with the simulation results. The neutron uptake MCNP simulation results and the traditional MCNP simulation results for particle size are shown in FIG. 4.
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 (●) containing 0.5 μm of boron oxide compound particles is about 25% to 75% of radiation depending on the thickness of the shielding material, compared to the shielding material (■) containing 300 μm of boron oxide compound particles. It was confirmed that the water absorption increased. In addition, the simulation results (▲) using the traditional MCNP method were superior to the radiation absorption efficiency of more than 50% compared to the simulation results depending on the particle size. This is because the traditional MCNP assumes that the nuclei of boron with the size of the radiation shielding material are ~ 10 -15 m.
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. MCNP simulation method for the particle size of the present invention can provide a cause for the error of the conventional conventional MCNP simulation and experimental value. Basically, traditional MCNP methods do not consider particle size, but the actual radiation shielding material contains large absorbing particles (boron compounds) in which hundreds to tens of thousands of boron nuclei are agglomerated.
<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 absorptivity of Examples 1 to 2 and Comparative Examples 1 to 4 was measured and calculated as follows.
열중성자 흡수율은 하기 수학식 1을 이용하여 계산될 수 있다.The thermal neutron absorptivity may be calculated using
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 the incident neutron beam flux (n / cm 2 / s), t is the thickness of the shielding material in cm, Σ th is the macroscopic thermal neutron absorption cross-section, cm -1 By Σ th = Nσ. Where N is the number density (atomic number / cm 3 ) of the radiation shielding material and σ is the microscopic 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.
The Korea Atomic Energy Research Institute investigated the neutron four-axis single crystal diffractometer (FCD, Four Circle Diffractometer) with thermal neutral resources of ~ 0.997Å and flux of 6.6 × 10 5 n / cm 2 / s. The detector used the average value measured more than 10 times by investigating the number of neutrons transmitted to the shielding material according to each thickness and content at the point of ~ 2 m away from the sample.
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 Figure 5, the neutron shielding material containing boron compound particles at 2.5% by weight of boron showed a tendency to increase the absorption as the thickness increases, the absorption rate of Example 1 (●) where the boron compound particles are small at the same thickness It confirmed that it was more excellent than this Comparative Example 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 also showed a tendency to increase absorption as the thickness thereof increased, and the boron compound particles were small at the same thickness. It was confirmed that the water absorption of Example 2 (●) was better than that of Comparative Example 2 (■).
입사된 중성자수와 차폐재를 통과한 중성자수의 비를 이용하여 하기와 같이 열중성자 흡수단면적 (Σth)과 평균자유경로(λth)를 계산하였고 표 1에 나타내었다.Using the ratio of the number of incident neutrons and the number of neutrons passing through the shielding material, the thermal neutron absorption cross section (Σ th ) and the average free path (λ th ) were calculated as shown in Table 1 below.
결론적으로 입자의 크기가 작은 경우 평균자유경로(λth)가 최소한 15% 이상 감소하여 중성자 흡수효율이 증가하는 것을 확인하였다.
In conclusion, when the particle size is small, the average free path (λ th ) is reduced by at least 15%, and the neutron absorption efficiency is confirmed to increase.
(중량%)Boron content
(weight%)
(cm-1)Thermal neutron macroscopic absorption area, Σ th
(cm -1 )
(cm)Thermal Neutron Free Path, λ
(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.According to Table 1, in the case of Example 1, but the same boron content as Comparative Example 1, compared to Comparative Example 1, the thermal neutron macroabsorbing means area is increased by ~ 15% and also in Example 2 the same boron content as Comparative Example 2 It can be seen that the thermal neutron macroscopic area increases by ~ 14%. Table 1 demonstrates that the shielding material containing 1.0 wt% of boron nano boron compound has a neutron absorption similar to the shielding material containing 2.5 wt% of boron microboron compound, thereby contributing to the weight reduction 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 Table 1, in the case of Comparative Example 3 and Comparative Example 4, which is a commercially available and commercially available product of Nelco, USA, the boron content is 3.6 times and 2 times as compared to Example 1, respectively, 9 compared to Example 2 In spite of the fold and 5 times, the thermal neutron absorption cross-sectional values were 1.28 times and 0.84 times, respectively, compared to Example 1, and only 1.55 times and 1.02 times, respectively, compared to Example 2. Although the neutron shielding materials of Examples 1 and 2 of the present invention contained a much smaller amount of radiation shielding material compared to Comparative Examples 3 and 4 having a micro particle size, the absorption effect was similar, and in some cases, It can be seen that 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 as a result of the presence of a lot of pores in the shielding material using a polyurethane as a polymer substrate, despite the relatively high amount of boron compound compared to Examples 1 and 2, the degree of increase in the absorption effect Is insignificant. It can be seen that the porosity of up to 90% of the polyurethane-based shielding material reduced 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.From this, it can be seen that the radiation shielding material of the present invention exhibits an excellent radiation absorption effect compared to the amount of use even when a small amount of radiation shielding material is used, as compared with the conventional radiation shielding material. have.
Claims (9)
80.0-99.0 wt% of polyvinyl alcohol (PVA), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE), epoxy, synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber and fluorine rubber 1.0-20.0% by weight of the radiation shielding material is uniformly dispersed in the selected polymer substrate, which is surface-coated with one of the surfactants selected from the above polymer substrate group, and has a nano size of 10-900 nm for improving the radiation shielding ability. Radiation shielding material characterized in that.
The radiation shielding material according to claim 1, wherein the radiation is neutron or 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, or a compound containing the same, or a mixture thereof. A radiation shielding material, characterized in that.
The radiation shielding material of 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, or a compound containing the same, or a mixture thereof.
The method of claim 1, wherein the shielding material is a radiation coating garment, a spent fuel transport / storage container, a spent fuel storage, a spent fuel reprocessing facility, a radiation generating facility including an accelerator, a transport / storage container for radioactive material, space A radiation shielding material, characterized by being used for one kind of radiation shielding portion selected from the group consisting of a radiation shielding portion and a radiation shielding portion of an 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.
Grinding the radiation shielding material into nano-sized particles (step 1);
The nano-scale radiation shielding material pulverized in the step 1 is polyvinyl alcohol (PVA), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE), epoxy, synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber And mixing (coating) with the polymer surfactant selected from the group consisting of fluorine-based rubber and simultaneously regrinding (step 2); And
1.0 to 20.0% by weight of the nano-scale radiation shielding material prepared in step 2 of 80.0-99.0% by weight of polyvinyl alcohol (PVA), polyethylene (PE), high density polyethylene (HDPE), low density polyethylene (LDPE), epoxy (Epoxy), synthetic rubber, natural rubber, silicone rubber and fluorine-based rubber manufacturing method of the radiation shielding material according to claim 1 comprising the step of uniformly dispersed on a polymer substrate selected from the group consisting of rubber.
The method of manufacturing a radiation shield according to claim 7, wherein the grinding or regrinding is performed by ball milling.
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