This study focuses on the development of coatings designed for storage containers used in the management of radioactive waste. The primary objective is to enhance the shielding performance of these containers against either gamma or neutron radiation. Shielding against these types of radiation is essential to ensure the safety of personnel and the environment. In this study, tungsten and boron cabide coating specimens were manufactured using the HVOF (High-Velocity Oxy Fuel) technuqe. These coatings act as an additional layer of protection for the storage containers, effectively absorbing and attenuating gamma and neutron radiation. The fabricated tungsten and boron carbide coating specimens were evaluated using two different testing methods. The first experiment evaluates the effectiveness of a radiation shielding coating on cold-rolled steel surfaces, achieved by applying a mixture of WC (Tungsten Carbide) powders. WC-based coating specimens, featuring different ratios, were prepared and preliminarily assessed for their radiation shielding capabilities. In the gamma-ray shielding test, Cs-137 was utilized as the radiation source. The coating thickness remained constant at 250 μm. Based on the test results, the attenuation ratio and shielding rate for each coated specimen were calculated. It was observed that the gammaray shielding rate exhibited relatively higher shielding performance as the WC content increased. This observation aligns with our findings from the gamma-ray shielding test and underscores the potential benefits of increasing the tungsten content in the coating. In the second experiment, a neutron shielding material was created by applying a 100 μm-thick layer of B4C (Boron Carbide) onto 316SS. The thermal neutron (AmBe) shielding test results demonstrated an approximate shielding rate of 27%. The thermal neutron shielding rate was confirmed to exceed 99.9% in the 1.5 cm thick SiC+B4C bulk plate. This indicates a significant reduction in required volume. This study establishes that these coatings enhance the gamma-ray and neutron shielding effectiveness of storage containers designed for managing radioactive waste. In the future, we plan to conduct a comparative evaluation of the radiation shielding properties to optimize the coating conditions and ensure optimal shielding effectiveness.

In the nuclear environment, sensors ensure safety, monitoring, and operational efficiency under various operating conditions. These sensors come in various forms, each tailored to specific purposes, including nuclear safety and security, waste treatment and storage, gas leak detection, temperature and humidity monitoring, and corrosion detection. Ensuring the longevity of sensors without the need for frequent replacements is a vital goal for researchers in this field. This paper explores materials that can act as shields to protect sensors from harsh environmental conditions (high radiation and temperatures) to enhance their lifetime. The types of material that had been explored were divided into categories: metal and non-metal. Fourteen types of metal and seven different plastic materials were studied and focused on their characteristics and current applications. Considering properties like melting point, intensity, and conductivity, plastic materials are chosen to be examined as sensor shielding material. A preliminary experiment was conducted to verify signal characteristics changes by shielding material. Metal material and plastic material each were placed in the middle of the granite and the target sensor. The result showed that when metal is between the granite and the sensor, the density and impedance are higher in granite than in the metal. This leads to signal attenuation and a shift in resonance frequency, while plastic does not. Therefore, PPS (Polyphenylene sulfide) and PAI (Polyamide-imide) have lower density and impedance than granite while also possessing heat, moisture, and radiation resistance for effective shielding.

금속을 함유하고 있는 산업폐자원과 관련한 재활용 기술을 개발하기 위해 다양한 접근이 시도되고 있으며, 그 중에서 유리는 미생물로 분해되지 않기 때문에 매립은 적합하지 않아 폐유리의 재활용에 대한 관심은 증대되고 있다. 따라서 본 논문에서는 폐유리를 잔골재로 사용하고 폐유리의 중금속 용출을 억제하기 위한 킬레이트 수지를 혼입함으로써, 차폐 채움재의 강도, 건조수축, 알칼리-실리카반응, 중금속 용출 등을 평가하여 폐유리를 경제적이며 환경 친화적인 차폐 채움재로서 활용하기 위한 기초자료를 제시하고자 한다. 시험결과, 폐유리를 잔골재로 사용하였을 경우 강도 발현에 효과적이었으며, 킬레이트 수지를 혼입하였을 경우 강도 발현에 영향이 있는 것으로 나타났다. 또한 킬레이트 수지를 혼입하였을 경우 건조수축의 개선에는 효과적이었으나 알칼리-실리카반응에 영향을 미치는 것으로 나타났다. 중금속 용출 시험결과, 한국 KSLP 시험법에서는 중금속 용출 허용 기준치를 모두 만족하였으나, 납의 경우 미국 ANSI 67-2007a의 허용 기준치를 초과하여 이에 대한 추가적인 연구가 진행되어야 할 것으로 판단되었다.

본 연구는 의료용 선형가속기 시설을 차폐하는 콘크리트에 대한 중성자 방사화 연구로써, 일반 콘크리트 와 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 ㎝ 효율적이였으며, 방사화 평가의 경우 저 방사화 콘크리트에서 방사능이 낮게 계산되었으나, 모두 자체처분허용 농도를 초과하지 않는 수준으로 산정되었다. 이를 종합적 으로 분석한 결과 일반 콘크리트를 사용하는 것이 효율적인 것으로 판단된다.

3D 프린팅 기술은 4차산업 혁명 중 제조업의 혁신적인 기술로서 전망되고 있으며, 현재 바이오 ∙ 의료 분야를 포함한 다양한 분야에서 활용되고 있다. 본 연구에서는 이러한 3D 프린팅 기술을 이용한 제작 원료에 대한 방사선 차폐능을 평가하고자 몬테카를로 전산모사를 통해 프린팅 원료에 대한 검증을 수행하였다. 현재 범용으로 사용되는 FDM 방식의 3D 프린터에서 이용 가능한 원료들을 대상으로 하였으며, ICRU phan tom과 차폐체를 모의 모사한 후 방사선의 종류 및 에너지에 따른 입자 플루언스 평가를 통해 차폐 효과에 대해 분석하였다. 그 결과, 광자선의 경우 에너지 증가에 따라 차폐 효과는 점차 감소되는 경향을 보였고, 원료별 차폐 효과는 TPU, PLA, PVA, Nylon, ABS 순서로 점차적으로 낮아지는 결과를 나타냈다. 중성자선의 경우, 5~10 mm의 낮은 두께에서 반대로 선속이 증가되는 현상을 보였으나, 일정 두께 이상에서는 유효한 차폐 효과를 나타내었으며, 프린팅 원료별 차폐 효과는 Nylon, PVA, ABS, PLA, TPU 순서로 점차 낮아지는 결과를 보였다.

CBCT는 치료부위의 정확도 향상에 유용하지만, 반복적인 사용으로 피폭선량이 높아지는 단점이 있다. 이에 본 연구에서는 차폐체를 사용한 모의실험과 선량감소 효과를 데이터화하여 CBCT 시행 시 선량 저감화를 위한 기초자료를 제공하고자 한다. 본 연구에서는 MCNPX를 통해 CBCT를 모사하여 광자선을 분석한 후, UF-revised 인체 모의 피폭체를 대상으로 흉복부 촬영 시 장기의 흡수선량을 계산하였다. 이 때, 차폐체(납, 안티몬, 황산바륨, 텅스텐, 비스무 스) 유무와 차폐 재질에 따른 장기선량을 평가하였다. 차폐를 하지 않고 CBCT 촬영을 하였을 경우 유방과 척추에서 선량이 높게 계산되었으며, 식도와 폐에서 선량이 낮게 계산되었다. 차폐체 재질에 따른 선량은 황산바륨, 안티몬, 비스무스, 납, 텅스텐 순으로 선량이 높게 계산되었다. 차폐체 유무에 따른 선량 감소율을 평가해 보면 흉선(73.6%), 유방(59.9%)에서 가장 차폐율이 높고, 폐(2.1%), 척추(12.6%)에서 가장 낮은 차폐율을 보였다.