Cement-boron carbide concrete as radiation shielding material

Abstract

ABSTRACT 

Boron carbide (B₄C) is a ceramic material which is effective to absorb thermal neutron due to wide neutron absorption cross section. In this work, B₄C is added into concrete as fine aggregates to test the attenuation properties by getting the attenuation coefficient of the concrete/B₄C. The samples of concrete/B₄C were exposing to the thermal neutron radiation source (241-Americium-Berylium) at the dos rate of 29.08 mR/h. The result show that the attenuation coefficient of the sample with 20wt% B₄C is 0.299cm^-1 and the sample without B₄C is 0.238cm^-1 and hence, concrete/B₄C is suitable as a shield for thermal neutron radiation.

ABSTRAK 

Boron karbida adalah bahan seramik yang berkesan untuk menyerap neutron terma kerana ia mempunyai keratan rentas penyerapan neutron yang luas. Dalam kajian ini, B₄C ditambah dalam konkret dalam bentuk agregat halus bagi menguji sifat pelemahan menerusi penilaian pekali pelemahan konkret/B4C. Sampel konkret telah didedahkan kepada sumber sinaran neutron terma (241-Americium-Berylium) pada kadar dedahan 29.08 mR/h. Keputusan menunjukkan bahawa pekali pelemahan sampel 20% B₄C adalah 0.299cm^-1 dan sampel tanpa kandungan B₄C adalah 0.238cm^-1 dan oleh itu membuktikan bahawa  konkret/B₄C adalah sesuai dijadikan sebagai pelindung sinaran neutron terma.