• 제목/요약/키워드: 중성자차폐

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사용후핵연료 수송용기에 사용될 수지계 중성자 차폐재 제조 및 특성 (Fabrication and Characteristics of Resin-Type Neutron Shielding Materials for Spent Fuel Shipping Cask)

  • 조수행;도재범;노성기;도춘호
    • 공업화학
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    • 제7권3호
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    • pp.597-604
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    • 1996
  • 사용후핵연료 수송용기 등에 사용되는 수지계 중성자 차폐재, KNS-115A, 115B 및 115C를 제조하였다. 기본물질은 에폭시수지이며, 첨가제로는 폴리프로필렌, 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 개발된 중성자 차폐재들의 차폐능, 연소특성, 난연성, 열적 및 역학적 성질 등을 평가하기 위해 여러 특성시험을 행하였다. 개발된 중성자 차폐재(수소원자 밀도, $6.1{\sim}6.2{\times}10^{22}atoms/cm^3$)들은 외국산 중성자 차폐재(NS-4-FR, $6.0{\times}10^{22}atoms/cm^3$)보다 수소원자 밀도가 높아 차폐능이 우수할 것으로 예측되며, 조사된 제반 특성들은 열분해온도; $267{\sim}270^{\circ}C$, 열전도도; $0.62{\sim}0.72W/m{\cdot}K$, 연소특성; $800^{\circ}C$ 이하, 평균연소시간; 5초 이하, 평균연소길이; 5mm 이하, 인장강도; $2.3{\sim}3.0kg/mm^2$, 압축강도; $5.3{\sim}13.3kg/mm^2$, 굴곡강도; $4.4{\sim}5.4kg/mm^2$ 등을 나타냈다.

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Scattering Effectiveness of Monoenergetic Neutrons in the Various Shielding Materials

  • Yoo, Young-Soo
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제4권1호
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    • pp.39-45
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    • 1972
  • 중성자의 차폐를 고려할 경우 중성자의 차폐물질에 대한 감쇄와 마찬가지로 산란 효과가 중요함으로 이번 실험에서는 각종 방사선 차폐 물질인 납, 철, 콩크리트, 물, Paraffin, 및 borated paraffin등에 대해서 산란등가 선량을 Rem counter를 사용하여 측정하였다. 중성자선원은 Van de Graaff 가속기에서 얻은 0.5, 1, 2, 5, 및 18MeV의 중성자를 사용했으며 산란방향은 45$^{\circ}$, 90$^{\circ}$및 135$^{\circ}$의 3방향에 대해서 각 energy별로 측정하였다. 산란선은 산란체의 두께에 따라 증가하여 어느 이상의 두께에서는 포화상태가 되어 그 이상 증가하지 않았으며 납과 철이 제일 크고 수소함유량이 많은 물, paraffin등이 낮은 값임을 알았다.

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Neutron Streaming and PWR Cavity Shielding Design

  • Kim, Kyo-Sool;Lee, Chang-Kun
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제12권2호
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    • pp.127-134
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    • 1980
  • 최근 가압경수로에서 압력용기 상단주변의 캐비티에 중성자가 새어나오는 사실이 판명되자 이에 대한 차폐문제가 심각하게 논의되기 시작했다. 본 논문에서는 현재 운전중인 원자로에서 이것을 어떻게 해결하고 있는가를 예시하였다. 예를들면 붕소가 들어있는 주머니를 쌓아 올리는 것에서부터 화폐구조물을 영구히 설치하는 것에 이르기까지 여러가지 방법으로 중성자흐름을 막는 대책을 논의하였다. 결론적으로 이 문제해결을 위한 가장 현실적이고 가능한 차폐설계안 몇가지를 제시하였다. 특히 그중에서도 중성자가 어떤 경로로 흘러 나오는가의 규명. 차폐자료의 선정, 차폐설계의 특성과 외형문제 그리고 각 설계안을 검토키 위한 수학적 모델 제시에 역점을 두었다.

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개질 및 노블락형 에폭시수지 차폐재의 장기내열성에 관한 연구 (A Study on the Prolonged Time Heat Resistance of Shielding Materials Based on Modified and Novolac Type Epoxy Resin)

  • 조수행;오승철;도재범;노성기;박현수
    • 공업화학
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    • 제9권6호
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    • pp.884-888
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    • 1998
  • 고온 분위기하의 가열시간이 방사성물질의 수송용기 등에 사용하기 위하여 개발한 개질(KNS(Kaeri Neutron Shield)-102) 및 수소 첨가된 (KNS-106) 비스페놀-A형 에폭시수지계와 페놀-노블락형(KNS-611) 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 열분해온도, 열전도도, 열팽창 등의 열적 성질 및 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게변화, 수소함량변화 등의 역학적 성질에 미치는 영향을 검토하였다. 고온 분위기하에서 가열시간이 증가함에 따라 초기단계에서 중성자 차폐재, KNS-102, KNS-106 및 KNS-611의 열분해온도는 증가하는 것으로 나타났으나, 초기단계 이후에는 거의 영향을 받지 않는 것으로 나타났다. 또한 가열시간의 증가에 따라 KNS-102와 KNS-106 차폐재의 열전도도는 감소하는 경향을 나타내었으나, KNS-611의 경우에는 증가하는 경향을 나타내었다. 반면 가열시간의 증가에 따라 중성자 차폐재들의 열팽창계수값은 모두 감소하였다. 고온 분위기하에서 가열시간의 증가에 따라 KNS-102와 KNS-611 차폐재의 인장강도 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타내었으나, KNS-106은 감소하는 경향을 나타내었다. 그리고 고온 분위기하에서 가열시간은 중성자 차폐재들의 무게변화 및 수소함량의 변화에는 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다.

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Cf-252 중성자 선원을 이용한 수소화금속의 중성자 방사선 차폐능 평가 (A Study on Neutron Shielding Capability Assessment of Metallic Hydride using Cf-252 Neutron Source)

  • 유병규;김긍식;김용수
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제26권3호
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    • pp.51-57
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    • 2003
  • 자체 개발한 수소화금속을 이용하여 고속 중성자 방사선을 효율적으로 차폐할 수 있다면 방사선 안전신기술 개발과 확립에 큰 기여를 할 것으로 생각되어 본 연구를 시행하였다. 여러 수소화 안정 금속들을 대상으로 핵적 특성, 단위 부피당 수소원자함유 수 등의 예비평가를 통하여 수소화금속($ZrH_2,\;TiH_2$) 등과 낮은 중성자 흡수 단면적과 높은 에너지 감쇄능력을 고려하여 중수소화 금속($ZrD_2,\;TiD_2$) 등을 추가하여 개발하였다. MCNP 코드를 이용하여 각각의 흡수율과 에너지 감소율을 평가하였다. 전산 모사 계산과 실험과의 비교평가를 위해 실험과 동일한 조건의 모사를 수행하였는데, 즉 중성자 선원은 Cf-252(10 mCi)을 사용하였으며 각 수소화금속의 0, 1, 3, 5 cm 두께를 통과한 중성자속의 강도와 에너지별 분포변화를 계산하였다. 코드 계산을 통해 평가된 $TiH_2/TiD_2,\;ZrH_2,/ZrD_2$ 등의 수소화금속에 대한 중성자 감소율은 각 수소화금속 두께의 증가에 따라 중성자 감소율이 지수적으로 증가함을 보였다. 또한 이 때 중수소 함유 금속, $ZrD_2$$TiD_2$는 중성자 흡수에 있어 $ZrH_2$$TiH_2$의 각각 보다 적게 나타냈다. 본 연구를 통하여 개발된 수소화금속의 중성자 방사선 차폐에 관한 결과는 과학 기술적으로 많은 인용과 아울러 학술적 연구뿐만 아니라 실제 실용화를 위한 연구의 기초자료로 충분한 활용이 있을 것으로 기대한다.

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경량 연자성 소재의 군 시설물 적용 시 방사선 차폐효과 분석 (Analysis of Radiation Shielding Effect of Soft Magnetic Material applied to Military Facility)

  • 이상규;이상민;최경준;이병학
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제15권2호
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    • pp.191-199
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    • 2021
  • 본 연구의 목적은 경량 연자성 소재의 방사선 차폐 효과를 분석하여 군사시설에 대한 적용 가능성을 확인하는 것이다. 연자성 물질은 EMP 차폐에 효과적인 것으로 알려져 있다. 이 물질이 방사선 차폐에도 효과적이라면 군 방호에 효과적으로 적용이 가능할 것으로 예상된다. 이에 본 연구에서는 감마선 차폐 효과를 확인하기 위해 Cs-137 및 Co-60 선원을 사용하여 실험을 수행하였으며, 중성자 차폐 효과를 평가하기 위해 Monte Carlo N-Particle (MCNP) 모델링을 적용하였다. 그 결과 연자성 소재의 두께가 증가함에 따라 감마선과 중성자의 선형 감쇠 법칙에 의한 차폐성능이 향상됨을 확인할 수 있었다. 따라서 연자성 소재를 군사용 구조물 등에 적용할 경우에 방사선 차폐에 효과적이라는 것을 확인하였다.

핫셀시설의 방사선 안전성 평가 (Evaluation on the Radiological Shielding Design of a Hot Cell Facility)

  • 조일제;국동학;구정회;정원명;유길성;이은표;박성원
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제2권1호
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    • pp.1-11
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    • 2004
  • 한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60${\times}$$10^{-3}$, 2.99${\times}$$10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01${\times}$$10^{-2}$, 7.88${\times}$$10^{-2}$ mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.

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의료용 선형가속기 차폐 재질로써 일반 콘크리트와 저 방사화 콘크리트 비교 (Comparison of General Concrete and Low-radiation Concrete as Shielding Materials for Medical Linear Accelerators)

  • 이동연;김정훈
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제13권1호
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    • pp.45-53
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    • 2019
  • 본 연구는 의료용 선형가속기 시설을 차폐하는 콘크리트에 대한 중성자 방사화 연구로써, 일반 콘크리트와 저 방사화 콘크리트를 비교 분석하였다. 실험 방법은 MCNPX (Ver. 2.5.0)와 FISPACT-2010를 사용하여 모의실험을 진행하여, 광자선과 중성자선에 대한 차폐능을 산정하고 중성자 방사화 평가를 진행하였다. 그 결과 차폐능은 일반 콘크리트에서 20~50 cm 효율적이였으며, 방사화 평가의 경우 저 방사화 콘크리트에서 방사능이 낮게 계산되었으나, 모두 자체처분허용 농도를 초과하지 않는 수준으로 산정되었다. 이를 종합적으로 분석한 결과 일반 콘크리트를 사용하는 것이 효율적인 것으로 판단된다.