본 논문에서는 타 재료에 비해 수소 원소 함유량이 높아 고속 중성자 차폐에 유리한 합성 고분자 화합물과 중성자 포획단면적이 큰 붕소화합물을 각각 혼입한 모르타르를 대상으로 중성자 차폐성능을 분석하였다. 합성 고분자 화합물의 종류, 형상, 크기, 함량 및 붕소화합물의 함량에 따라 총 16개 모르타르 배합을 설계하였으며, 각 배합의 슬럼프 플로우, 28일 압축 및 인장강도를 측정하고, 고속 중성자 및 열중성자에 대한 차폐실험을 수행하였다. 합성 고분자 화합물의 선량 투과율은 모르타르 대비 최대 38.5%까지 감소하였으며, 공기 중 선량의 26.3%까지 차폐하였다. 붕소화합물을 혼입한 모르타르의 열중성자 차폐율은 최대 90.3%로 대부분의 열중성자를 차폐하였다. 비록 화합물 혼입에 의해 모르타르의 기본 특성은 저하되었으나, 표면 개질, 특수 혼화제 첨가 등 지속적인 연구를 통하여 성능 저하를 최소화할 수 있을 것으로 판단되며, 중성자 투과성능 역시 다양한 타입의 시험체 조합을 통한 레이어 시스템 도입 등으로 다양한 투과성능에 따른 맞춤형 설계를 제공할 수 있을 것이다.
본 논문에서는 타 재료에 비해 수소 원소 함유량이 높아 고속 중성자 차폐에 유리한 합성 고분자 화합물과 중성자 포획단면적이 큰 붕소화합물을 각각 혼입한 모르타르를 대상으로 중성자 차폐성능을 분석하였다. 합성 고분자 화합물의 종류, 형상, 크기, 함량 및 붕소화합물의 함량에 따라 총 16개 모르타르 배합을 설계하였으며, 각 배합의 슬럼프 플로우, 28일 압축 및 인장강도를 측정하고, 고속 중성자 및 열중성자에 대한 차폐실험을 수행하였다. 합성 고분자 화합물의 선량 투과율은 모르타르 대비 최대 38.5%까지 감소하였으며, 공기 중 선량의 26.3%까지 차폐하였다. 붕소화합물을 혼입한 모르타르의 열중성자 차폐율은 최대 90.3%로 대부분의 열중성자를 차폐하였다. 비록 화합물 혼입에 의해 모르타르의 기본 특성은 저하되었으나, 표면 개질, 특수 혼화제 첨가 등 지속적인 연구를 통하여 성능 저하를 최소화할 수 있을 것으로 판단되며, 중성자 투과성능 역시 다양한 타입의 시험체 조합을 통한 레이어 시스템 도입 등으로 다양한 투과성능에 따른 맞춤형 설계를 제공할 수 있을 것이다.
Concrete walls of neutron generating facilities such as fusion reactors and fission reactors become radioactive by neutron irradiation. Both low-activation and neutron shielding are a critical concern at the dismantling stage after the shutdown of facilities with a requirement of radioactive waste m...
Concrete walls of neutron generating facilities such as fusion reactors and fission reactors become radioactive by neutron irradiation. Both low-activation and neutron shielding are a critical concern at the dismantling stage after the shutdown of facilities with a requirement of radioactive waste management. To tackle this, two types of additives were investigated in fabricating mortar specimens: synthetic high polymers and boron carbide. It is well known that a hydrogen atom is effective in neutron shielding by an elastic scattering because its mass is almost the same as that of the neutron. And boron is an effective neutron absorber with a big neutron absorption cross section. In this study, the effect of the type, shape, and size of polymers were investigated as well as that of boron carbide. Total 16 mix designs were prepared to reveal the effect of polymers on mechanical properties and neutron shielding performance. The neutron does equivalent of polymers-based mortar for fast neutrons decreased by 36 %, and the count rate of boron carbide-based mortar with regard to thermal neutrons decreased by 90 % compared to conventional mortar. These results showed that a combination of polymers and boron carbide compounds has potential to reduce the thickness of neutron shields as well as radioactive waste from reactors.
Concrete walls of neutron generating facilities such as fusion reactors and fission reactors become radioactive by neutron irradiation. Both low-activation and neutron shielding are a critical concern at the dismantling stage after the shutdown of facilities with a requirement of radioactive waste management. To tackle this, two types of additives were investigated in fabricating mortar specimens: synthetic high polymers and boron carbide. It is well known that a hydrogen atom is effective in neutron shielding by an elastic scattering because its mass is almost the same as that of the neutron. And boron is an effective neutron absorber with a big neutron absorption cross section. In this study, the effect of the type, shape, and size of polymers were investigated as well as that of boron carbide. Total 16 mix designs were prepared to reveal the effect of polymers on mechanical properties and neutron shielding performance. The neutron does equivalent of polymers-based mortar for fast neutrons decreased by 36 %, and the count rate of boron carbide-based mortar with regard to thermal neutrons decreased by 90 % compared to conventional mortar. These results showed that a combination of polymers and boron carbide compounds has potential to reduce the thickness of neutron shields as well as radioactive waste from reactors.
* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.
문제 정의
025 eV 이하의 열중성자에서부터 10 MeV의 고속 중성자를 모두 포함하고 있음을 알 수 있다.15) 따라서 본 연구에서는 252Cf 선원-선량측정기, 241Am/Be선원-열중성자 검출기의 조합을 이용하여 고속 및 열중성자에 대한 합성수지와 붕소화합물의 영향을 살펴보았으며, 해당 시험은 대전 소재 한국표준과학연구원 방사선표준센터에서 수행되었다.
5%이며, 이 값은 모르타르 압축강도 시험을 위한 KSL 510512)에 규정되어 있다. 모르타르 인장강도 시험을 위한 KS L 510413)에는 이와 다른 물-시멘트비를 제안하고 있으나, 본 연구에서는 실험 결과의 일관성을 유지하기 위하여 물-시멘트비를 하나로 통일하였다.
본 논문에서는 고속 중성자 및 열중성자를 차폐하는 데에 있어 합성 고분자 화합물 및 붕소화합물을 혼입한 모르타르의 성능을 검증하는 연구를 수행하였다. 중성자 차폐시험에 앞서 모르타르의 기본 특성인 슬럼프 플로우, 28일 압축 및 인장강도를 측정하였으며, 합성수지 및 붕소화합물 혼입시 작업성이 저하되면서 강도 역시 감소함을 확인하였다.
지속적인 연구를 통해 최종적으로는 합성 고분자 화합물과 탄화붕소 등 붕소화합물을 혼합 제조한 특수골재를 개발하고자 하며, 이를 위한 선행 연구로서 합성수지 및 탄화붕소 각각을 혼입한 모르타르를 제작하여, 합성 고분자 화합물의 종류 및 형상, 탄화붕소 함량 등에 따라 252Cf 선원 기반 고속 중성자 및 241Am/Be 열중성자에 대한 차폐성능을 분석하였다. 본 연구 결과를 기반으로 추후 구조체 두께별 중성자 차폐성능 확보가 가능하도록 다양한 타입의 특수골재를 제작하고 콘크리트 골재 일부를 치환하여 중성자 차폐용도로 사용할 수 있도록 시공성, 내구성 등에 관한 연구를 지속적으로 수행하고자 한다.
본 연구에서는 원전과 같은 대형 시설물의 1차 방호벽에 적용 가능하도록, 콘크리트에 합성 고분자 화합물 및 탄화붕소를 혼입하여 경제적이면서 부재의 크기, 형상 등에 제한을 받지 않는 중성자 차폐 콘크리트를 개발하고자 하였다. 지속적인 연구를 통해 최종적으로는 합성 고분자 화합물과 탄화붕소 등 붕소화합물을 혼합 제조한 특수골재를 개발하고자 하며, 이를 위한 선행 연구로서 합성수지 및 탄화붕소 각각을 혼입한 모르타르를 제작하여, 합성 고분자 화합물의 종류 및 형상, 탄화붕소 함량 등에 따라 252Cf 선원 기반 고속 중성자 및 241Am/Be 열중성자에 대한 차폐성능을 분석하였다.
합성수지 및 붕소화합물 혼입에 의한 모르타르의 기본 물성 및 강도 저하는 추후 합성수지 입자 자체의 표면 개질뿐만 아니라 강도를 증진시킬 수 있는 재료(플라이애쉬 등) 및 특수혼화제 등을 첨가함으로써 개선시킬 계획이며, 합성수지별 중성자 차폐성능 분석이 주요 목표인 본 논문에서는 다루지 않는다.
제안 방법
11) 한국원자력연구원은 기계 및 전기적 성질, 내약품성, 내후성, 내부식성 등이 우수한 액상 프리폴리머인 비즈페놀 A형 에폭시수지와 경화제에 분말 형태의 폴리프로필렌, 수산화알루미늄, 탄화붕소 등의 첨가제를 혼합한 중성자 차폐체를 개발하였다.7) 또한 중성자 차폐 효율성 향상을 위해 나노스케일의 에폭시 기반 나노복합 코팅제를 개발하였으며, 나노입자 표면처리 기술에 관한 연구를 수행하였다.8)
일반적으로 중성자 차폐의 목적은 특정 에너지대의 중성자 플루언스 차폐가 목적이 아니라 ICRP에서 규정한 중성자 유효선량(effective dose)을 낮추는 것을 목적으로 하며, 실제 운용량(operational quantity)으로 중성자 선량당량을 측정하는 중성자 선량당량계를 사용하여 차폐효과를 측정해야 한다. 고속 중성자에 대한 실험체의 차폐성능을 분석하기 위하여, 252Cf 중성자 선원과 Berthold LB 6411 중성자 선량당량계 조합을 이용하여 중성자 투과시험을 수행하였다.
원자로에서 발생하는 방사선은 알파선, 베타선, 감마선, 중성자, 핵분열 파편이 있지만, 감마선과 중성자 이외에는 투과거리가 짧기 때문에 차단해야 할 방사선은 중성자와 감마선이다. 그러나 감마선의 경우 콘크리트에 의해 차폐되기 때문에 본 연구에서는 고속 중성자선 차폐를 우선 고려하였다.
그리고 중성자 투과시험을 위해 150×150×50 mm 크기의 시험체를 배합별 4개씩 제작하였으며, 이는 고속 중성자 투과시험시 유효 중성자 선량당량률을 계산하기 위해 사용되는 쉐도우콘의 크기 등을 고려하여 결정한 것이다.
3과 같이 실험을 구성하였다. 섀도우콘만 위치할 경우와 섀도우콘과 실험체가 함께 위치할 경우의 조합을 이용하여 총 중성자 선량당량률과 산란 중성자 선량당량률을 측정하고, 이를 통해 유효 중성자 선량당량률을 계산하였다.
실험체는 기본적으로 타설 후 28일째에 모르타르 압축 강도 시험(KS L 5105) 및 인장강도 시험(KS L 5104)을 수행하기 위하여 해당 규격에 맞는 크기로 각각 3개씩 제작하였다. 그리고 중성자 투과시험을 위해 150×150×50 mm 크기의 시험체를 배합별 4개씩 제작하였으며, 이는 고속 중성자 투과시험시 유효 중성자 선량당량률을 계산하기 위해 사용되는 쉐도우콘의 크기 등을 고려하여 결정한 것이다.
붕소는 열중성자 차폐에 효과적인 것으로 알려져 있으나 고속 중성자를 포함한 선량을 차폐하는 측면에서는 효과가 미미하다. 열중성자 차폐에 있어서 붕소 함량에 따른 영향을 살펴보기 위하여 241Am/Be 중성자 선원과 Centronic SP9 He3 비례계수기 조합을 이용하여 중성자 투과시험을 수행하였다.
입자 형상의 PE, PP, UPE는 잔골재 부피의 20, 40, 60%를(Rf), 섬유 타입의 PP와 PET 및 탄화붕소는 전체 부피의 1, 2% (Rt)를 대체하도록 설계하였다. 물-시멘트비는 48.
본 연구에서는 원전과 같은 대형 시설물의 1차 방호벽에 적용 가능하도록, 콘크리트에 합성 고분자 화합물 및 탄화붕소를 혼입하여 경제적이면서 부재의 크기, 형상 등에 제한을 받지 않는 중성자 차폐 콘크리트를 개발하고자 하였다. 지속적인 연구를 통해 최종적으로는 합성 고분자 화합물과 탄화붕소 등 붕소화합물을 혼합 제조한 특수골재를 개발하고자 하며, 이를 위한 선행 연구로서 합성수지 및 탄화붕소 각각을 혼입한 모르타르를 제작하여, 합성 고분자 화합물의 종류 및 형상, 탄화붕소 함량 등에 따라 252Cf 선원 기반 고속 중성자 및 241Am/Be 열중성자에 대한 차폐성능을 분석하였다. 본 연구 결과를 기반으로 추후 구조체 두께별 중성자 차폐성능 확보가 가능하도록 다양한 타입의 특수골재를 제작하고 콘크리트 골재 일부를 치환하여 중성자 차폐용도로 사용할 수 있도록 시공성, 내구성 등에 관한 연구를 지속적으로 수행하고자 한다.
4에서 나타나는 고속 중성자를 감속, 열중성자로 변환시키고 이를 실험체에 조사함으로써 실험체를 통한 열중성자 개수를 측정하는 방식이다. 한편 검출기를 카드뮴(Cd)으로 감싸 외부에서 들어오는 산란열중성자를 차단함으로써 실험체를 통과한 열중성자만 검출하도록 하였다.
한편, 형상과 크기가 서로 다른 5가지 타입의 합성 고분자 화합물-입자 형상 합성수지 PE (polyethylene)와 PP (polypropylene), 미립자 형상 합성수지 UHMW-PE (ultra-high molecular weight PE), PET 합성섬유와 PP 합성섬유-를 사용하였다. 각 화합물의 주요 특성을 합성수지와 합성 섬유로 구분하여 Table 2와 3에 나타내었다.
합성수지 및 붕소 혼입에 따른 작업성을 판단하고자 모르타르 혼합 후 ASTM C14314)에 따라 슬럼프 플로우(Si)를 측정하였다(Fig. 1(a)).
합성수지 및 붕소화합물을 모르타르에 혼입할 때 중성자 차폐성능에 미치는 영향을 분석하고자, 합성수지 타입(PE, PP, UHMW-PE, PET), 합성수지 형상(입자, 섬유), 합성수지 함량, 탄화붕소 함량에 따라 Table 4와 같이 총 16개의 배합을 준비하였다.
대상 데이터
1종 보통 포틀랜드 시멘트(OPC), 잔골재, 물, 합성수지, 붕소가 주요 사용 재료이며, 붕소류는 순도 99%, 비중 2.51의 탄화붕소(boron carbide, B4C,)를 사용하였다. Table 1 실험체 제작시 사용된 시멘트의 주요 화학성분을 나타내었다.
이론/모형
KS L 5104에 따라 28일 인장강도(ft)를 측정하였으며, 준비된 시험체 3개에 대하여 인장강도 측정 후 이들의 평균값으로 데이터를 취득하였다(Fig. 1(c)).
KS L 5105에 따라 28일 압축강도(fc)를 측정하였으며, 준비된 시험체 3개에 대하여 압축강도 측정 후 이들의 평균값으로 데이터를 취득하였다(Fig. 1(b)).
성능/효과
차폐재는 입자 중성자 에너지를 완화시키고 중성자 플루언스를 저감시켜야 하며, 고밀도 물질, 수소 물질, 중성자 흡수 물질을 활용한다.9) 철, 납 등 고밀도 물질은 비탄성 산란을 통해 고속 중성자속을 완화시키며, 1 MeV 이상의 에너지를 보유한 중성자에 대해 효과가 있다. 반면 고속 중성자가 중성자와 질량이 거의 같은 수소(H) 원자와 충돌할 경우 에너지 손실이 최대가 되기 때문에(탄성 산란) 중성자선의 차폐에 수소를 많이 활용하며, 단위 부피당 수소 원자수가 많을수록 에너지 저감 능력이 크다.
CANDU 타입 가압중수로 원자로가 도입된 월성 원자력발전소에서 원자로 인근 지점별(증기발생기 지점 포함) 중성자 스펙트럼 플루언스(neutron spectral fluence)를 측정한 결과를 보면 0.025 eV 이하의 열중성자에서부터 10 MeV의 고속 중성자를 모두 포함하고 있음을 알 수 있다.15) 따라서 본 연구에서는 252Cf 선원-선량측정기, 241Am/Be선원-열중성자 검출기의 조합을 이용하여 고속 및 열중성자에 대한 합성수지와 붕소화합물의 영향을 살펴보았으며, 해당 시험은 대전 소재 한국표준과학연구원 방사선표준센터에서 수행되었다.
중성자 차폐시험에 앞서 모르타르의 기본 특성인 슬럼프 플로우, 28일 압축 및 인장강도를 측정하였으며, 합성수지 및 붕소화합물 혼입시 작업성이 저하되면서 강도 역시 감소함을 확인하였다. 그러나 차폐시험 결과, 입자형 합성수지 60% 혼입 모르타르의 선량 차폐율은 일반 모르타르 대비 최대 37%까지 증가하였으며, 탄화붕소 혼입 모르타르의 경우 열중성자에 대하여 일반 모르타르 대비 최대 90.3%의 차폐성능을 보여주었다. 본 논문에서 사용한 시험체 두께가 5 cm로 실 구조물에 비해 상당히 얇다는 것을 고려하면, 합성수지가 다량 혼입되어 발생하는 물성, 시공성 및 역학적 특성, 내구성 저하 등의 문제는 합성수지 혼입량을 줄이고 시험체의 두께를 증가시키거나, 혹은 다양한 타입의 시험체 조합을 통하여 해결할 수 있을 것으로 판단된다.
사각형과 원형 표식으로 표현된 PP와 PET 합성섬유의 경우 혼입량이 증가함에도 고속 중성자 선량은 모르타르(267 uSv/h)와 비교시 차이가 없었다. 반면 입자형 합성수지를 혼입한 경우, 치환율 40%까지는 합성수지 종류(PP, PE, UPE)의 영향 없이 선량 투과율이 유사한 비율로 감소하였으며(즉, 중성자 차폐율이 증가하였으며), PE 혼입율이 60%인 경우(PE60) 모르타르 대비 선량 투과율은 최대 38.5% 감소하였다. 공기(648 uSv/h)와 비교시 선량은 최대 26.
3%의 차폐성능을 보여주었다. 본 논문에서 사용한 시험체 두께가 5 cm로 실 구조물에 비해 상당히 얇다는 것을 고려하면, 합성수지가 다량 혼입되어 발생하는 물성, 시공성 및 역학적 특성, 내구성 저하 등의 문제는 합성수지 혼입량을 줄이고 시험체의 두께를 증가시키거나, 혹은 다양한 타입의 시험체 조합을 통하여 해결할 수 있을 것으로 판단된다. 예를 들어, (1)합성 고분자 화합물 혼입 콘크리트-(2)붕소화합물 혼입 콘크리트-(3)일반 콘크리트의 3중 레이어드 형태의 차폐체를 사용할 경우, 중성자원에 가깝게 위치한 합성 고분자 화합물 혼입 콘크리트에서 중성자속이 감소하고, 붕소화합물 혼입 콘크리트에서 감속된 중성자가 포획되며, 일반 콘크리트에서 2차 감마선을 차폐하는 원리이다.
치환율이 40% 이상일 때, 인장력에 가장 취약한 시험체 중간 파단부(25.4×25.4 mm)에서 합성수지가 차지하는 비율은 큰 차이가 없었으며, 이로부터 파단면에서의 합성수지 비율이 인장강도에 더 영향을 미침을 확인하였다.
후속연구
이러한 문제는 합성수지와 붕소화합물 각각 모르타르에의 혼입 함량에 따른 차폐성능 분석 이후 결과를 바탕으로 중성자 차폐용 특수골재를 개발·제조하는 단계에서 개선할 수 있을 것이다. 국내에서는 방사화를 고려하지 않고 감마선 차폐를 목적으로 한 중량 골재 개발 연구가 주로 수행되어 왔기 때문에 관련 연구 결과가 보고된 바 없으며, 따라서 본 연구는 합성수지 및 붕소 기반 특수골재에 대한 연구의 기초단계로 지속적으로 발전시켜야 할 것이다.
합성수지는 비친수성 물질로 입자 표면이 둥글고 매끄러워 합성수지-모르타르 계면 부착력이 약한데다, 5 mm의 규격화된 크기로 생산되기에 잔골재의 입도분포에도 영향을 준다. 따라서 추후 합성수지를 콘크리트에 혼입시에는 에폭시 코팅, 표면 거칠기 조절 등 표면 개질 작업이 필요할 것이다. 한편 합성수지 자체의 강성이 일반 골재에 비해 낮기 때문에 콘크리트 배합에서 치환비율을 결정할 때 이를 고려할 필요가 있으며, 이에 대한 연구도 지속적으로 수행할 계획이다.
한편, PP 및 PET 합성섬유의 경우 고성능 감수제를 혼입하였음에도 130 mm 이하의 플로우만이 확보되어 작업성이 상대적으로 저하되었으며, 이는 다수의 문헌을 통해 확인된 결과와 같다. 반면, 분말형인 탄화붕소의 경우 UPE와 마찬가지로 일반 모르타르 대비 플로우값이 저하되었으나 감소량이 크지 않아 추후 고성능 감수제 등의 혼화제 첨가로 보완할 수 있을 것으로 판단된다.
단, 합성섬유를 혼입한 PPF 시편의 경우 치환율이 증가하면서 강도가 다소 증가하였다. 이는 합성섬유 혼입에 따라 굳지 않은 콘크리트의 작업성이 상대적으로 저하되면서 발생한 오차로 판단되며, 추후 실험시 이를 보완할 계획이다.
이러한 문제는 합성수지와 붕소화합물 각각 모르타르에의 혼입 함량에 따른 차폐성능 분석 이후 결과를 바탕으로 중성자 차폐용 특수골재를 개발·제조하는 단계에서 개선할 수 있을 것이다.
지속적으로 관련 연구를 수행하여 최종적으로는 방사화에 대한 저항성이 우수한 저방사화 시멘트와 합성수지·붕소화합물 기반 특수골재를 함께 사용한 ‘중성자 차폐용 저방사화 콘크리트’를 개발할 수 있을 것으로 기대한다.
따라서 추후 합성수지를 콘크리트에 혼입시에는 에폭시 코팅, 표면 거칠기 조절 등 표면 개질 작업이 필요할 것이다. 한편 합성수지 자체의 강성이 일반 골재에 비해 낮기 때문에 콘크리트 배합에서 치환비율을 결정할 때 이를 고려할 필요가 있으며, 이에 대한 연구도 지속적으로 수행할 계획이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
철(Fe) 성분을 주로 함유한 중량골재의 문제점은?
4 m에 달한다. 또한 철(Fe) 성분을 주로 함유한 중량골재의 경우 주요 장주기 방사성 핵종 중 하나인 코발트(Co)와의 이온 반경 유사성으로 인해 방사화(activation)가 되기 쉬운 것으로 알려져 있어 중량 콘크리트의 경우 차폐재로서의 역할은 우수할지라도 수명 종료 시 방사성 폐기물로 분류되어 이의 처리비용이 높다는 문제가 있다.3)
콘크리트가 원자로시설의 차폐재로 사용되는 이유는?
콘크리트는 감마선과 중성자선에 대한 차폐효과가 크고 시공이 용이하기 때문에 원자로시설의 차폐재로 주로 사용되며, 따라서 철광석, 중정석 등 중량골재를 첨가한 방사선 차폐용 중량 콘크리트에 관한 연구는 오래전부터 있어왔다.1-2) 그러나 고속 중성자선 차폐에 있어서는 상 당량의 콘크리트 두께를 확보하여야 하며, 원전 격납건물 내 1차 방호벽의 경우 그 두께가 최대 2.
본 실험에서 고속 중성자 및 열중성자에 대한 차폐실험 결과는?
합성 고분자 화합물의 종류, 형상, 크기, 함량 및 붕소화합물의 함량에 따라 총 16개 모르타르 배합을 설계하였으며, 각 배합의 슬럼프 플로우, 28일 압축 및 인장강도를 측정하고, 고속 중성자 및 열중성자에 대한 차폐실험을 수행하였다. 합성 고분자 화합물의 선량 투과율은 모르타르 대비 최대 38.5%까지 감소하였으며, 공기 중 선량의 26.3%까지 차폐하였다. 붕소화합물을 혼입한 모르타르의 열중성자 차폐율은 최대 90.3%로 대부분의 열중성자를 차폐하였다. 비록 화합물 혼입에 의해 모르타르의 기본 특성은 저하되었으나, 표면 개질, 특수 혼화제 첨가 등 지속적인 연구를 통하여 성능 저하를 최소화할 수 있을 것으로 판단되며, 중성자 투과성능 역시 다양한 타입의 시험체 조합을 통한 레이어 시스템 도입 등으로 다양한 투과성능에 따른 맞춤형 설계를 제공할 수 있을 것이다.
참고문헌 (15)
Akkurt, I., Basyigit, C., Kilincarslan, S., Mavi, B., and Akkurt, A., "Radiation Shielding of Concretes Containing Different Aggregates", Cement and Concrete Composites, Vol.28, Issue 2, 2006, pp.153-157.
Basyigit, C., Uysal, V., Kilincarslan, S., Mavi, B., Gunoglu, K., Akkurt, I., and Akkas, A., "Investigating Radiation Shielding Properties of Different Mineral Origin Heavyweight Concretes", AIP conference proceedings, Vol.1400, 2011, pp.232-235.
Lee, J. Y., "Development and Application of Low-Activation Cement", Cement, Vol.188, 2010, pp.27-37.
Halverson, D. C., Pysik, A. J., Aksay, I. A., and Snowden, W. E., "Processing of boron carbide-aluminum composites", Journal of the American Ceramic Society, Vol.72, 1989, pp.775-780.
Sandia Laboratories Transportation Technology Center, "Development of Boron Carbide-Copper Cermets: Status Report", Department of Energy, Report SAND-78-2317, 1979, p.58.
Sato., S., Maegawa, T., Yoshimatsu, K., Sato, K., Nonaka, A., Takakura, K., Ochiai, K., and Konno, C., "Development of a low activation concrete shielding wall by multi-layered structure for a fusion reactor", Journal of Nuclear Materials, Vol.417, No.1-3, 2011, pp.1131-1134.
Cho, S. H., Do, J. B., Ro, S. G., and Do, C. H., "Fabrication and Characteristics of Resin - Type Neutron Shielding Materials for Spent Fuel Shipping Cask", Journal of Industrial and Engineering Chemistry, Vol.7, No.3, 1996, pp.597-604.
Jun, J., Kim, J., Bae, Y., and Seo, Y. S., "Enhancement of dispersion and adhesion of B4C particles in epoxy resin using direct ultrasonic excitation", Journal of Nuclear Materials, Vol.416, 2011, pp.293-297.
KS A ISO 14152, "Neutron radiation protection shielding-Design principles and considerations for the choice of appropriate materials", Korean Standards Association, 2012, p.77.
http://mdportal.kaeri.re.kr/
Morioka, A., Sakurai, S., Okuno, K., Sato, S., Verzirov, Y., Kaminaga, A., Nishitani, T., Tamai, H., Kudo, Y., Yoshida, S., and Matsukawa, M., "Development of 300C heat resistant boron-loaded resin for neutron shielding", Journal of Nuclear Materials, Vol.367-370, 2007, pp.1085-1089.
KS L 5105, "Testing method for compressive strength of hydraulic cement mortar", Korean Standards Association, 2012, p.5.
KS L 5104, "Testing method for tensile strength of hydraulic cement mortars", Korean Standards Association, 2012, p.8.
ASTM C143, "Standard Test Method for Slump of Hydraulic- Cement Concrete", ASTM International, 2015, p.4.
Park, H., Kim, J., and Choi, K.-I., "Neutron Spectrum Measurement at the Workplace of Nuclear Power Plant with Bonner Sphere Spectrometer", Journal of Nuclear Science and Technology, Supplement 5, 2008, pp.298-301.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.