樹脂、重金属及び熱中性子吸收材を素材とする遮蔽材の開発に関する研究
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概要
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High-performance shielding materials and their production techniques are developed by an ultraviolet curing method and a heat curing method. They are mainly made of resin, lead powder, and a boron compound. As resin materials, single functional monomers are selected. As a practical use, the heat curing method is recommended. In this case, stearyl methacrylate (SMA) is used as a monomer. To get good dispersion of lead and the boron compound in the resin, the viscosity of SMA is increased by adding a small amount of a peroxide into the liquid monomer and heating up to the temperature of about 100℃. The viscous SMA is mixed with a peroxide, lead powder, a boron compound, a three functional monomer, and a curing accelerator, and is cured in an atmosphere of nitrogen after removing bubbles using a vacuum pump. Measured properties of the cured material are as follows. The curing rate of SMA is 97 %. The typical densities are between 2 and 3 g/cm^3 which stay almost constant in the range from room temperature to 150℃. The weight-change measured by a thermogravimetry is 0.16 % in the range from room temperature to 200℃. Details of fragments in the gas released from the material is analyzed by a gas chromatography and a mass spectrometry. The hydrogen content of the material is about 6x1O^<22>/cm^3. The shielding effect of the curing material is measured for a ^<252>Cf neutron source. Comparison of experimental results with MCNP Monte Carlo calculations indicates a good agreement. The shielding effect is calculated for a fission source by an Sn code ANISN. They are quite excellent. For example, concrete shield of a certain thickness can be replaced by the material having a thickness of less than a half of concrete. The shielding effect of the material is larger than those of the practical shielding materials. Several samples of the material are irradiated at an irradiation facility of the research reactor JRR-4 installed at Japan Atomic Energy Research Institute. At the 14th day after irradiating with the thermal neutron fluence of 6.6x10^<15>/cm^2. the radioactivity is less than 4.4 Bq/g.
- 独立行政法人 海上技術安全研究所の論文
- 2003-03-14
著者
-
奥野 功一
(株)間組技術研究所
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奥野 功一
(株)間組 技術研究所
-
三浦 俊正
独立行政法人海上技術安全研究所環境・エネルギー研究領域東海原子力研究グループ
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平尾 好弘
独立行政法人海上技術安全研究所環境・エネルギー研究領域東海原子力研究グループ
-
林 隆行
(株)カネカテノクリサーチ
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石田 紀久
日本原子力研究所
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石田 紀久
原研
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石田 紀久
運輸省船舶技術研究所システム技術部
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奥野 功一
ハザマ 技研
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平尾 好弘
独立行政法人海上技術安全研究所海洋リスク評価系
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