슬라이드 1

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서우 손
5 years ago
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1 중성자스펙트로메트리및 원전중성자측정 한국표준과학연구원김정호

2 중성자방호의어려움 중성자산란및강한투과성 중성자에너지는 mev 에서 MeV 까지 10 차수정도변한다. 인체에대한중성자의영향은에너지에강하게의존한다. ( 방사선가중인자 : 5 ~ 20) 언제나 photon 을동반함. 중성자 / 감마혼합장에서의중성자도시메트리의어려움 2

3 Dosimetric Quantities Protection quantities 등가선량 (equivalent dose) 유효선량 (effective dose) wr : radiation weighting factor DT,R : absorbed dose averaged over the tissue or organ T, from radiation R wt : tissue weighting factor Operational quantities 공간선량당량 (Ambient dose equivalent), H * (d) 방향선량당량 (Directional dose equivalent), H (d,x) 개인선량당량 (Personal dose equivalent), Hp(d) 3

4 관계식 Calculation using Q(L) and sample phantom Physical quantities Fluence, Φ Kerma, K Aborbed dose, D Calculation using wr, w, wtw and anthropomorphic phantom Operational quantities Ambient dose equivalent, H * (d) Directional dose equivalent, H (d,x) Personal dose equivalent, Hp(d) Related by calibration and calculation Monitored quantities Instrument response Protection quantities Organ absorbed dose, DT Organ equivalent dose, HT Compared by measurement Effective dose, E and calculation Relationship of quantities for radiological protection monitoring purpose 4

5 How to get H * (d)/hp(d)? Q(L)-L relationship neutron induced photon kerma fluence mean quality factor tissue kerma coefficient : fluence-to-dose equivalent conversion coefficient Once we get the fluence-to to-dose equivalent conversion coefficient, neutron fluence measurement is sufficient!!! 5

6 중성자선량당량 (dose equivalent) H = D*Q(L)( 단위 : Sv = J/kg) Q(L) : quality factor D : 흡수선량 ( 단위 : Gy = J/kg) H(E) = h φ (10,E) * Φ(E) 중성자플루언스 Φ(E) h φ (10,E) : 에너지 E를갖는중성자 1개의선량당량 ( 중성자산란단면적, LET, Q(L) 등을이용하여계산 ) 6

7 중성자스펙트로메트리의필요성 중성자피폭허용선량의하향조정 중성자선량당량은중성자에너지에크게의존한다. 중성자 weighting factor 증가 중성자방호의중요성증대. 7

8 에너지분포에따른선량변화 (1) 중성자선원 h pφ (10;E,10o ) psv cm 2 h Φ (10) psv cm Cf(D 2 O- moderated) Cf Am-Be

9 에너지분포에따른선량변화 (2) UK Magnox reactor 9

10 공간선량당량반응 Leake neutron survey instrument calibrated to give the correct response for a 252 Cf source 10

11 중성자장에따른선량보정 K : 서베이미터교정에사용한중성자스펙트럼과다른에너지스펙트럼에서의선량보정인자 11

12 중성자서베이미터 12

13 중성자서베이미터의선량계산 H N & H를모사하는모니터이다. 어떻게모사하는가??? * i E (10) = h (10, E) Φ E ( E) de = a E E E max min max min R * φ i ( E ) Φ& E ( E ) de 2 1 Φ... [ E spectral fluence cm MeV ] R i (E) ; Response of neutron survey meter Neutron Response(a.u.) 10 1 R i ( E ) * h φ (10, E ) Neutron Energy(eV) h * φ (10, E) = R ( E) i 이상적인서베이미터 Neutron 스펙트럼측정 : One of the best way to determine the neutron dose accurately 13 A-type

14 보너구스펙트로메터 (BSS) 열중성자검출기 폴리에틸렌구세트 (, 3, 3.5, 4, 4.5, 5, 6, 7, 8,10,12, ) 장점 : 열중성자부터속중성자까지측정가능 단점 : 에너지분해능이좋지않다, 하지만도시메트리에는충분하다. KRISS BSS He-3 proportional counter 10 PE spheres Well calibrated 14

15 BSS 측정원리 반응함수 R i (E) moderator 열중성자검출기 15

16 중성자스펙트럼얻기 (Unfolding) (1) 각보너구에서검출된단위시간당중성자 보너구반응함수 cou nts/s Nominal Diameter of BS (inch) 중성자스펙트럼 16

17 중성자스펙트럼얻기 (Unfolding) (1) 각보너구에서검출된단위시간당중성자 ( 측정한양 ) 보너구반응함수 ( 알고있는양 ) cou nts/s Nominal Diameter of BS (inch) 중성자스펙트럼 ( 알고자하는양 ) 17

18 중성자스펙트럼얻기 (Unfolding) (2) N& i = E E max min R i ( E) Φ& E ( E) de 2,0 1,5 N R Φ (n,1) (n,m) (m,1) N& i = m j= 1 R i, j Φ& E, j m 개의모르는변수가있는 n 개의방정식을푸는문제와같다. 1,0 0,5 0,0 n m n <<m = x : easy 0,0 0,2 0,4 0,6 0,8 1,0 1, : difficult 또다른정보가필요하다. 초기추정스펙트럼!!!!!! 18

19 한국표준과학연구원중성자조사실 m ISO8529 권장사항에충분한크기 산란중성자의영향을연구하는것이중요 19

20 한국표준과학연구원중성자선원 252 Cf Activity : 2.05E+08(0.60%) Bq Ref. Date : Half Life : (0.30%) day Anisotropy : 1.021(0.40%) D 2 O(H 2 O) 감속 252 Cf - epithermal 중성자연구에좋음 Lin. Attenuation in air : 1.055E-04(1.580E-06) cm AmBe Activity : 2.33E+05(0.76%) Bq Ref. Date : Half Life : 432.2(0.16%) year Anisotropy : 1.013(0.50%) Lin. Attenuation in air : 8.900E-05(1.335E- 06) cm Cf source 15cm radius D 2 O or H 2 O Cd cover 20

21 측정 방법 21

22 252 Cf 중성자스펙트럼 Cd covered 22

23 D 2 O(H 2 O) 감속 252 Cf H 2 O D 2 O D 2 O 23

24 원자로건물내중성자스펙트럼측정 장소 : 월성제 2 원자력발전소원자로건물내 중수로로서원자로운전중에도수시로원자로건물내에서작업. 측정방법 : 보너구시스템이용하여스펙트럼측정 측정시간 : 약 4-5 시간 (1 위치당 ) 중성자서베이미터를이용하여선량률측정 TLD 를이용하여개인선량측정 (ICRU 팬텀이용 ) 측정위치 : 총 6 개소 ( 원자로건물 4 층 2 개소, 5 층 4 개소 ) 측정완료 4 층및 5 층 4 개소측정예정 위치선정 : 정상운전시작업자가출입하며수시로작업하는지점 24

25 측정위치 월성 2 발원자로건물 4 층 월성 2 발원자로건물 5 층 25

26 측정방법 5. BS 측정완료후동일 3. BS 위교체를위해치에서 REM counter 측정저선량지역으로이동 6. 동일위치에서 TLD 측정 1. 측정위치에 BS 설치 Data 취합 ( 약 100k events) 2. Data 취합완료후 4. BS 교체크기를바꾸어다시측정 (1 BS 번으로교체준비 ) 26

27 보너구 count rate A B 5 층 3 차 -1 C D 5 층 3 차 -2 중성자스펙트럼은위의 count rate 및 BS 의반응함수를이용하여 unfolding 과정을수행한후얻을수있음. 27

28 중성자스펙트럼 Neutron Energy Sectrum(A) Neutron Energy Sectrum(B) Neutron Energy Sectrum(C) Neutron Energy Sectrum(D) 28

29 중성자선량 측정지점 중성자플루언스 (n/cm 2 sec) 평균에너지 (MeV) 환산선량률 (μsv/h) ICRP74 적용 Survey Meter A-type (μsv/h) Survey Meter X-type (μsv/h) TLD w/ ICRU 팬텀 (μsv/h) A B C D /540/ ??? /280/ ???

30 결론 중성자에너지분포의정확한측정 측정지점의정확한중성자선량평가가능 서베이미터평가가능 ( 반응함수를이용 ) 서베이미터에대한교정방법개발가능 개인선량계 (TLD, 전자식선량계 ) 에대한적용 방사선작업종사자가필요로하는정확한중성자피폭선량 중성자스펙트럼측정이반드시필요하다. 30

<3528B1E8BBF3C0CE292E687770>

<3528B1E8BBF3C0CE292E687770> 기술논문 DT 중성자발생기에의한중성자검출기반응도조사 김상인, 장인수, 김장렬, 이정일, 김봉환한국원자력연구원 2012 년 1 월 30 일접수 / 2012 년 2 월 21 일 1 차수정 / 2012 년 2 월 23 일채택 국내교정기관또는표준기관은중성자검출기의교정을위해비감속및중수감속 252 Cf 선원과 241 AmBe 선원을사용하고있다. 이런선원들로교정된중성자검출기를이용하여입자가속기와같이속중성자가다량존재하는시설을선량평가할때,