JP2520978B2 - Radiation shield - Google Patents
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【発明の詳細な説明】 〈産業上の利用分野〉 本発明は、超高速中性子減速能力及び高速中性子減速
能力に優れる鉄、酸化ベリリウム、金属水素化物、中性
子吸収能力に優れるほう素化合物、γ線遮蔽能力に優れ
る重金属を無機バインダーにより構造体とした放射線遮
蔽材に関するものであり、各種放射線遮蔽が必要となる
広範な分野への適用が可能である。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION <Industrial Application Field> The present invention relates to iron, beryllium oxide, metal hydride, a boron compound excellent in neutron absorption capacity, and γ-rays, which are excellent in ultrafast neutron moderating ability and fast neutron moderating ability. The present invention relates to a radiation shielding material in which a heavy metal having an excellent shielding ability is structured by an inorganic binder, and can be applied to a wide range of fields that require various radiation shielding.
特に、原子炉については、炉容器内炉心周り中性子遮
蔽体等に適している。また、核燃料及び核原料物質使用
施設の中性子遮蔽体、使用済核燃料輸送容器用遮蔽材、
ホットラボ内遮蔽材、放射線発生装置（加速器、医療機
関等でＸ線あるいはγ線源を取扱う施設等）の遮蔽材に
好ましく利用できる。Especially for a nuclear reactor, it is suitable for a neutron shield around the core in a reactor vessel. In addition, neutron shields for nuclear fuel and nuclear source material use facilities, shielding materials for spent nuclear fuel transport containers,
It can be preferably used as a shielding material in a hot lab and a radiation generator (a facility such as an accelerator or a medical institution handling an X-ray or γ-ray source).
〈従来の技術とその課題〉 超高速中性子の減速材としては、FeやBeO等が適して
おり、従来から利用されてきた。<Conventional technology and its problems> Fe, BeO, etc. are suitable as moderators for ultrafast neutrons, and have been conventionally used.
高速中性子の減速材としては、Ｈ、Ｂ、Ｃ等の低原子
番号の元素を含有する材料が一般に使用されてきた。ポ
リエチレンやアクリル板といった有機材料やコンクリー
トは、よく知られた中性子遮蔽体であり、使用実績も多
いが、融点あるいは劣化温度が低く、約200℃を超える
温度環境では使用できない。耐熱温度を高めたポリイミ
ド系樹脂が開発されているが、これも適用範囲が300℃
までであり、これを超える高温環境下では使用できな
い。水の水素密度は有機材料と同程度であり、軽水炉で
は減速材および冷却材として使用されている。しかし、
Naを冷却材として用いる高速炉や、300℃を超える温度
も想定する使用済核燃料の輸送容器等については、適用
にあたって安全上の問題がある。金属水素化物は、有機
材料や水と同程度の水素密度を有することから、高温で
比較的解離圧の低い糸を選択することにより、700℃を
超える高温下で安定な中性子遮蔽材あるいは減速材とし
ての特性を有している。しかし、金属水素化物は一般に
脆く、特に300℃を超える温度の上昇・下降を繰り返す
ことにより歪が解放され、微粉化する。また、金属水素
化物は温度の上昇に伴い水素の解離が生じやすくなるた
め、解離水素を閉じ込める構造上の工夫が必要である。Materials containing low atomic number elements such as H, B, and C have generally been used as fast neutron moderators. Organic materials such as polyethylene and acrylic plates and concrete are well-known neutron shields and have a long history of use, but their melting point or deterioration temperature is low, and they cannot be used in a temperature environment exceeding about 200 ° C. A polyimide resin with a higher heat resistant temperature has been developed, but the applicable range is 300 ° C.
However, it cannot be used in a high temperature environment exceeding this. Water has a hydrogen density similar to that of organic materials, and is used as a moderator and coolant in light water reactors. But,
There is a safety problem in applying fast reactors that use Na as a coolant, and transport containers for spent nuclear fuel that can assume temperatures above 300 ° C. Metal hydrides have a hydrogen density similar to that of organic materials and water. Therefore, by selecting a thread with a relatively low dissociation pressure at high temperatures, a stable neutron shielding material or moderator at high temperatures above 700 ° C can be obtained. It has the characteristics of However, metal hydrides are generally brittle, and strains are released and finely pulverized by repeating temperature rises and falls above 300 ° C. Further, since the dissociation of hydrogen easily occurs in the metal hydride as the temperature rises, it is necessary to devise a structure for confining the dissociated hydrogen.
中性子吸収材としては、ステンレス鋼やB4Cが採用さ
れてきた。ステンレス鋼は、構造体としての強度および
安定性に優れるものの、中性子遮蔽能力が低く、過大が
重量と体積が必要とされる。また、B4Cは、中性子減速
能および吸収能に優れ、制御棒材料として使用されてい
る他、中性子遮蔽体としても採用されてきたが、中性子
の吸収に伴い発生するHeガスにより生じるスエリングに
より劣化が問題となっている。Stainless steel and B 4 C have been used as neutron absorbers. Although stainless steel is excellent in strength and stability as a structural body, it has a low neutron shielding ability and an excessive weight and volume are required. In addition, B 4 C has excellent neutron moderating ability and absorption ability, and has been used as a control rod material as well as a neutron shield, but due to swelling caused by He gas generated with neutron absorption, Deterioration is a problem.
γ線に対する遮蔽性能に優れる材料としてはPbがよく
知られており、使用実績も豊富である。しかし、Pbは融
点が低く、300℃を超える高温での使用は不可能であ
る。一方、ＷやMo等の高融点かつ高密度の金属もγ線遮
蔽材として実績があるが、一般に硬く、延性に欠けるた
め、任意の形状に成形・加工することは困難である。Pb is well known as a material that has excellent shielding performance against γ-rays and has a good track record of use. However, Pb has a low melting point and cannot be used at a high temperature exceeding 300 ° C. On the other hand, metals with high melting points and high densities such as W and Mo have also been used as γ-ray shielding materials, but they are generally hard and lack ductility, so it is difficult to mold and process them into arbitrary shapes.
〈発明が解決しようとする問題点〉 従来、γ線、中性子線等の各種放射線が入り混じった
環境の遮蔽には、上記の各種材料の単体を積層あるいは
単純に混在したものを用いるのが一般的であり、効率的
な組合せによる耐熱性、成形性、加工性、さらには構造
体部材としての適用性、コスト等について課題がある。
例えば、積層材は組合せによっては使用温度に制限が生
じることや、成形・加工性が劣るため、任意の形状の構
造体に成形するには、必要以上に体積や重量が大きくな
るといった短所がある。特に、耐熱性が要求される分野
への適用については、各組合せ材の特性（熱膨張率、化
学的相互作用等）の違いを考慮する必要があり、最適組
合せを得ることは難しい。<Problems to be solved by the invention> Conventionally, for shielding the environment in which various kinds of radiation such as γ-rays and neutron rays are mixed, it is common to use a single layer or a simple mixture of the above various materials. However, there are problems in heat resistance, moldability, workability, applicability as a structural member, cost, etc. due to efficient combination.
For example, a laminated material has a disadvantage in that the use temperature is limited depending on the combination and the molding / workability is inferior, so that the volume and the weight are unnecessarily increased to form a structure of an arbitrary shape. . In particular, when applied to the field where heat resistance is required, it is necessary to consider the difference in the characteristics (coefficient of thermal expansion, chemical interaction, etc.) of each combination material, and it is difficult to obtain the optimum combination.
そこで本発明は、超高速中性子減速材、高速中性子減
速材、中性子吸収材、γ線遮蔽材といった各種材料の微
粉末の混合割合を任意に設定することができ、しかも各
遮蔽材の特性の違いや加工、成形性等の問題を解消し
て、γ線や中性子線等の各種放射線が入り混じった環境
での効果的な遮蔽を行うことができる放射線遮蔽材を提
供することを目的としてなされたものである。Therefore, the present invention, ultrafast neutron moderator, fast neutron moderator, neutron absorber, can be arbitrarily set the mixing ratio of the fine powder of various materials such as γ-ray shielding material, and the difference in the characteristics of each shielding material It was made for the purpose of providing a radiation shielding material capable of effectively shielding in an environment where various kinds of radiation such as γ-rays and neutron rays are mixed in, by solving problems such as processing, formability and the like. It is a thing.
〈問題点を解決するための手段〉 すなわち本発明による放射線遮蔽材は、無機バインダ
ーに超高速中性子減速材、高速中性子減速材、中性子吸
収材及びγ線遮蔽材微粉末を添加、均一に混合して成形
加工した放射線遮蔽材であって、無機バインダー100重
量部に対し、超高速中性子減速材20〜100重量部、高速
中性子減速材20〜300重量部、中性子吸収材20〜50重量
部及びγ線遮蔽材100〜1500重量部を含有し、無機バイ
ンダーは常温で硬化する無機結着材からなり、超高速中
性子減速材はFe、FeO、BeO又はLiHから選ばれ、高速中
性子減速材は水素の解離が800℃まで非常に少なくかつ
水素／金属比が0.7以上のTi、Zr、Ｙ、Gd、Eu、Hf、Th
又はＵの金属水素化物から選ばれかつ上記金属水素化物
の微粉末表面に酸化物被膜を生成させて複合粉末として
あり、中性子吸収材はEu、EuB6,B,B4C,Gd又はGd2O3から
選ばれ、γ線遮蔽材はＷ又はWO3から選ばれることを特
徴とするものである。<Means for solving the problem> That is, the radiation shielding material according to the present invention, ultrafast neutron moderator, fast neutron moderator, neutron absorber and γ-ray shielding material fine powder is added to the inorganic binder, and uniformly mixed. A radiation shielding material that has been molded and processed, based on 100 parts by weight of the inorganic binder, ultrafast neutron moderator 20 to 100 parts by weight, fast neutron moderator 20 to 300 parts by weight, neutron absorber 20 to 50 parts by weight and γ Containing 100 to 1500 parts by weight of the line shielding material, the inorganic binder consists of an inorganic binder that cures at room temperature, the ultrafast neutron moderator is selected from Fe, FeO, BeO or LiH, and the fast neutron moderator is hydrogen. Very low dissociation up to 800 ℃ and hydrogen / metal ratio of 0.7 or more Ti, Zr, Y, Gd, Eu, Hf, Th
Or a metal hydride selected from U and forming an oxide film on the surface of the fine powder of the metal hydride as a composite powder, and the neutron absorbing material is Eu, EuB 6 , B, B 4 C, Gd or Gd 2 The gamma ray shielding material is selected from O 3 and is selected from W or WO 3 .
以下に本発明の遮蔽材の成形体構造、化学組成及び成
形プロセスについて詳述する。The structure, chemical composition and molding process of the shielding material of the present invention will be described in detail below.
１）．成形体構造 添付図面に模式的に示すような構造を有する。すなわ
ち、遮蔽を必要とする環境での放射線（中性子線、γ
線）の割合に応じて、中性子減速材１、中性子吸収材２
及びγ線遮蔽材３の微粒子粉末（寸法５〜100μｍ）の
混合割合を決め、これら微粉末粒子と無機バインダー４
を混合して成形体としたものである。高速中性子減速材
として使用する金属水素化物に関しては、その原料粉末
表面に酸化物被膜を生成させ、解離により発生する水素
ガスの放出を抑制する構造を持つ。生成方法としては、
大気中あるいは酸素雰囲気中で金属水素化物を加熱して
表面に酸化被膜を生成させる方法や、蒸着等の手段によ
りZrO2、SiO2等を被覆する方法がある。1). Molded product structure It has a structure as schematically shown in the accompanying drawings. That is, the radiation (neutron beam, γ
Line), neutron moderator 1, neutron absorber 2
And the mixing ratio of the fine particle powder (size 5 to 100 μm) of the γ ray shielding material 3 is determined, and these fine powder particles and the inorganic binder 4
Are mixed to obtain a molded body. The metal hydride used as a fast neutron moderator has a structure in which an oxide film is formed on the surface of the raw material powder to suppress the release of hydrogen gas generated by dissociation. As a generation method,
There are a method of heating a metal hydride in the air or an oxygen atmosphere to form an oxide film on the surface, and a method of coating ZrO 2 , SiO 2 and the like by means such as vapor deposition.
無機バインダーにより機械的強度、熱的安定性を与え
るとともに、任意の形状に成形することを可能にする。
さらに、無機バインダーにより中性子吸収材や減速材の
中性子により核変換反応によって発生するHeガスの放出
を抑制することができる。The inorganic binder provides mechanical strength and thermal stability, and enables molding into any shape.
Furthermore, the release of He gas generated by the transmutation reaction by the neutrons of the neutron absorber and moderator can be suppressed by the inorganic binder.
２）．化学組成 ・超高速中性子減速材： Fe、FeO、BeO、LiH. ・高速中性子減速材：金属水素化物 ・中性子吸収材： Eu、Gd、Ｂ、Gd2O3、B4C、EuB6． ・γ線遮蔽材:W、WO3． ・無機バインダー： 常温で硬化する無機結着材 超高速中性子減速材としては、Fe、FeO、BeO,LiHが使
用できる。2). Chemical composition ・ Ultrafast neutron moderator: Fe, FeO, BeO, LiH. ・ Fast neutron moderator: Metal hydride ・ Neutron absorber: Eu, Gd, B, Gd 2 O 3 , B 4 C, EuB 6 .・ Γ-ray shielding material: W, WO 3 .・ Inorganic binder: Inorganic binder that cures at room temperature Fe, FeO, BeO, LiH can be used as ultrafast neutron moderator.
高速中性子減速材として含有する金属水素化物として
は、水素化チタン、水素化ジルコニウム、水素化イット
リウム、水素化ハフニウム等の粉末であり、水素／金属
比が0.7以上のものである。これら中性子減速材は、超
高速あるいは高速中性子領域において大きな中性子散乱
断面積あるいは吸収断面積をもつ元素の単体あるいは化
合物で、約800℃の高温においても比較的安定なもので
ある。金属水素化物粉末の表面に酸化物被膜を生成させ
ることによって、解離により生じる水素ガスの放出を抑
制することができる。The metal hydride contained as the fast neutron moderator is a powder of titanium hydride, zirconium hydride, yttrium hydride, hafnium hydride or the like, and has a hydrogen / metal ratio of 0.7 or more. These neutron moderators are simple substances or compounds of elements having a large neutron scattering cross section or absorption cross section in the ultrafast or fast neutron region, and are relatively stable even at a high temperature of about 800 ° C. By forming an oxide film on the surface of the metal hydride powder, it is possible to suppress the release of hydrogen gas caused by dissociation.
中性子吸収材としては、中性子吸収能力に優れるEu、
Gdの単体やそれらの化合物であるEuB6、Gd2O3、制御棒
材料として使用実績のあるＢ、B4Cが使用できる。これ
らは、大きな中性子吸収断面積を持つ元素の単体あるい
は化合物で高温においても比較的安定なものである。As a neutron absorber, Eu, which has excellent neutron absorption capacity,
It is possible to use simple substances of Gd, EuB 6 and Gd 2 O 3 which are compounds thereof, and B and B 4 C, which have been used as control rod materials. These are simple substances or compounds of elements having a large neutron absorption cross section and are relatively stable even at high temperatures.
γ線遮蔽材としては、高原子番号でかつ高密度の金属
を基にしたＷやWO3等が使用できる。これらは、高密度
かつ高原子番号の元素の単体あるいは化合物で高温にお
いても比較的安定なものである。As the γ-ray shielding material, W or WO 3 based on a high atomic number and high density metal can be used. These are simple substances or compounds of high-density and high atomic number elements and are relatively stable even at high temperatures.
無機バインダーとしては、セメント、石膏、リン酸ア
ルミニウム、珪酸ナトリウム、コロイダルシリカ、アル
ミナゾル等の常温で硬化する無機結着材で、成形後、十
分な機械的強度を発揮でき、約800℃まで耐熱性がある
ものが使用できる。無機バインダーに添加する各種添加
材の添加量は、多ければ多いほど、その遮蔽性能は大で
あるが、遮蔽材としての適性は、無機バインダー100重
量部に対して、添加材が1950重量部を超えると、遮蔽材
の作製が困難となる。また、有効な遮蔽効果を得るため
には少なくとも160重量部が必要である。さらに、遮蔽
材の強度、耐熱性を向上させるために、必要に応じてガ
ラス繊維、炭素繊維、金属ウイスカー等の補強材の添
加、、また水素、He非透過性あるいは難透過性物質であ
るSiO2、SiCの添加が可能である。The inorganic binder is an inorganic binder that cures at room temperature, such as cement, gypsum, aluminum phosphate, sodium silicate, colloidal silica, and alumina sol. It can exhibit sufficient mechanical strength after molding and is heat resistant up to about 800 ° C. Can be used. The larger the amount of various additives added to the inorganic binder, the greater the shielding performance, but the suitability as a shielding material is 100 parts by weight of the inorganic binder, and 1950 parts by weight of the additive. When it exceeds, it becomes difficult to manufacture the shielding material. Also, at least 160 parts by weight is required to obtain an effective shielding effect. Further, in order to improve the strength and heat resistance of the shielding material, if necessary, a reinforcing material such as glass fiber, carbon fiber, metal whiskers, etc. is added, and hydrogen, He non-permeable or non-permeable substance SiO. 2 , SiC can be added.
３）．成形プロセス 無機バインダーに各種放射線遮蔽材微粉末を添加し、
十分均一に混合する。この混合粉末に対して、５〜50wt
％の水を均一に添加した後、プレス成形または型枠に充
填し、常温で硬化させて遮蔽材を得る。3). Molding process Add various powders of radiation shielding material to inorganic binder,
Mix well evenly. 5 to 50 wt% for this mixed powder
% Water is added uniformly, and then press molding or filling in a mold and curing at room temperature to obtain a shielding material.
〈実施例〉 １）．製造例 表１の配合表の試料No.1、２、３、４を得るために
は、原料を乾式で均一に混合し、粉体100wt％に対し水3
wt％を加えて均一に分散させる。その後、200℃で２時
間熱処理を行い、試料を生成した。これらの試料の物性
値を測定した結果を表２に示す。<Example> 1). Production Example In order to obtain Sample Nos. 1, 2, 3, and 4 in the recipe of Table 1, raw materials are uniformly mixed in a dry method, and 100 wt% of the powder is mixed with 3 parts of water.
Add wt% to disperse evenly. Then, heat treatment was performed at 200 ° C. for 2 hours to generate a sample. The results of measuring the physical properties of these samples are shown in Table 2.
２）．遮蔽性能評価例 中性子線遮蔽評価例を表３に示す。 2). Example of Shielding Performance Evaluation Table 3 shows an example of neutron beam shielding evaluation.
表３の遮蔽性能評価例は、核分裂スペクトルの中性子源
を遮蔽材に接して配置し、線量当量率が、1000分の１
（10-3）、100万分の１（10-6）まで減衰するのに必要
な遮蔽材の厚さについて、SUS 316で必要な厚さを１と
して示したものである。 In the shielding performance evaluation example in Table 3, the neutron source of fission spectrum is placed in contact with the shielding material, and the dose equivalent rate is 1/1000.
Regarding the thickness of the shielding material required to attenuate to (10 -3 ), one-millionth (10 -6 ), the thickness required for SUS 316 is shown as 1.
γ線遮蔽評価例を表４に示す。 Table 4 shows an example of γ-ray shielding evaluation.
表４の遮蔽性能評価例は、60Coのγ線源を遮蔽材に接し
て配置し、線量当量率が、100万分の１（10-6）、10億
分の１（10-12）まで減衰するのに必要な遮蔽材の厚さ
について、Pbで必要な厚さを１として示したものであ
る。 In the example of shielding performance evaluation in Table 4, a 60 Co γ-ray source is placed in contact with the shielding material, and the dose equivalent rate is up to 1 / 1,000,000 (10 -6 ) or 1 billion (10 -12 ). Regarding the thickness of the shielding material required for damping, the thickness required for Pb is shown as 1.
〈発明の効果〉 １）．成分、配合率を変えることで遮蔽性能の設計がで
きる 中性子減速材、中性子吸収材、γ線遮蔽材、無機バイ
ンダー材の配合率を幅広く選択し、成形・加工できるの
で、遮蔽条件に適した性能の遮蔽材を設計できる。<Effect of Invention> 1). Shielding performance can be designed by changing the composition and blending ratio. A wide range of blending ratios of neutron moderator, neutron absorber, γ-ray shielding material, and inorganic binder material can be selected and molded / processed, so performance suitable for shielding conditions. You can design the shielding material.
例えば、中性子照射とγ線照射が同程度となる場所で
の使用にあたっては、中性子減速材とγ線遮蔽材の比率
を半々にすること等、用途に応じた設計ができる。For example, when using in a place where neutron irradiation and γ-ray irradiation are about the same, it is possible to make a design according to the application, such as halving the ratio of the neutron moderator and the γ-ray shielding material.
２）．コンパクト化 中性子減速材と中性子吸収材を一体として成形できる
ので、中性子の減速効果と吸収効果が同時に期待でき
る。特に、中性子減速材の添加により、中性子吸収材の
効果が増すため、中性子吸収材の量を低減できる。さら
に、中性子遮蔽に伴い発生する２次γ線に対してもγ線
遮蔽材を添加することで効果がある。2). Compact size Since the neutron moderator and neutron absorber can be molded integrally, neutron moderating effect and absorption effect can be expected at the same time. In particular, the addition of the neutron moderator increases the effect of the neutron absorber, so that the amount of neutron absorber can be reduced. Furthermore, it is also effective to add a γ-ray shielding material to the secondary γ-rays generated with the neutron shielding.
３）．任意の形状に成形できる。3). It can be molded into any shape.
中性子減速材、中性子吸収材、γ線遮蔽材微粉末を無
機バインダーにより効果的にくるんでいるので、成形性
や成形後の加工が極めて容易である。さらに、使用上十
分な機械的強度を与えることが可能である。Since the neutron moderator, the neutron absorber, and the fine powder of the γ-ray shielding material are effectively wrapped with the inorganic binder, the moldability and the processing after the molding are extremely easy. Furthermore, it is possible to give sufficient mechanical strength in use.
４）．耐熱性に優れる 耐熱性に優れる原材料を選択し、耐熱性無機バインダ
ーにより成形しているので、約800℃までの高温での使
用が可能である。4). Excellent heat resistance Since raw materials with excellent heat resistance are selected and molded with a heat resistant inorganic binder, it can be used at high temperatures up to about 800 ℃.
添付図面は本発明の遮蔽材の成形体構造概念図である。 １……中性子減速材 ２……中性子吸収材 ３……γ線遮蔽材 ４……無機バインダー The attached drawings are conceptual views of the structure of the molded body of the shielding material of the present invention. 1 …… Neutron moderator 2 …… Neutron absorber 3 …… γ-ray shielding material 4 …… Inorganic binder
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 野村 茂雄 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002番地 動力炉・核燃料開発事業団大洗工学セン ター内 (72)発明者 大谷 暢夫 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002番地 動力炉・核燃料開発事業団大洗工学セン ター内 (72)発明者 立辺 和明 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002番地 動力炉・核燃料開発事業団大洗工学セン ター内 (72)発明者 鹿倉 栄 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002番地 動力炉・核燃料開発事業団大洗工学セン ター内 (72)発明者 奥田 久志 茨城県石岡市大字柏原６―１ 株式会社 アスク研究開発本部中央研究所内 (72)発明者 原田 恵文 神奈川県横浜市鶴見区鶴見中央２丁目５ 番５号 株式会社アスク内 (56)参考文献 特開 平４−143696（ＪＰ，Ａ) ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (72) Inventor Shigeo Nomura 4002, Narita-cho, Oarai-cho, Higashi-Ibaraki-gun, Ibaraki Prefecture Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation Oarai Engineering Center (72) Inventor Nobuo Otani Oarai, Ibaraki-gun, Ibaraki-ken Machi Naritacho 4002 Power Reactor / Nuclear Fuel Development Corporation Oarai Engineering Center (72) Inventor Kazuaki Tatebe 4002 Naritacho Oarai-cho, Higashi-Ibaraki-gun, Ibaraki Prefecture Oarai Engineering Development Center ( 72) Inventor Sakae Kakura 4002, Narita-cho, Oarai-cho, Higashi-Ibaraki-gun, Ibaraki Prefecture Within the Oarai Engineering Center, Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation (72) Inventor Hisashi Okuda 6-1, Kashiwara, Ishioka-shi, Ibaraki ASK R & D Co., Ltd. Central Research Laboratory (72) Inventor Keifumi Harada 2-5-5 Tsurumi Chuo, Tsurumi-ku, Yokohama-shi, Kanagawa Inner (56) References Patent Rights 4-143696 (JP, A)
Claims (1)
速中性子減速材、中性子吸収材及びγ線遮蔽材微粉末を
添加、均一に混合して成形加工した放射線遮蔽材であっ
て、無機バインダー100重量部に対し、超高速中性子減
速材20〜100重量部、高速中性子減速材20〜300重量部、
中性子吸収材20〜50重量部及びγ線遮蔽材100〜1500重
量部を含有し、無機バインダーは常温で硬化する無機結
着材からなり、超高速中性子減速材はFe、FeO、BeO又は
LiHから選ばれ、高速中性子減速材は水素の解離が800℃
まで少なくかつ水素／金属比が0.7以上のTi、Zr、Ｙ、G
d、Eu、Hf、Th又はＵの金属水素化物から選ばれかつ上
記金属水素化物の微粉末表面に酸化物被膜を生成させて
複合粉末としてあり、中性子吸収材はEu、EuB6、Ｂ、B4
C、Gd又はGd2O3から選ばれ、γ線遮蔽材はＷ又はWO3か
ら選ばれることを特徴とする放射線遮蔽材。1. A radiation shielding material obtained by adding ultra-fast neutron moderator, fast neutron moderator, neutron absorber and fine powder of γ-ray shielding material to an inorganic binder, and uniformly mixing and molding the inorganic binder 100. With respect to parts by weight, ultrafast neutron moderator 20-100 parts by weight, fast neutron moderator 20-300 parts by weight,
It contains 20 to 50 parts by weight of neutron absorber and 100 to 1500 parts by weight of γ-ray shielding material, the inorganic binder consists of an inorganic binder that cures at room temperature, and the ultrafast neutron moderator is Fe, FeO, BeO or
A fast neutron moderator selected from LiH has a hydrogen dissociation of 800 ° C.
Ti, Zr, Y, G with a hydrogen / metal ratio of 0.7 or more
d, Eu, Hf, Th or U is selected as a metal hydride, and an oxide film is formed on the surface of the fine powder of the metal hydride to form a composite powder, and the neutron absorbing material is Eu, EuB 6 , B, B. Four
A radiation shielding material, which is selected from C, Gd or Gd 2 O 3 and the γ-ray shielding material is selected from W or WO 3 .
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2267757A JP2520978B2 (en) | 1990-10-05 | 1990-10-05 | Radiation shield |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
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