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태원 우
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1 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, 그정확도가떨어지게된다. 그이유는, 대부분의중성자검출기는열중성자에민감하게반응하므로수 MeV 이상의에너지를가지는속중성자장에대한선량당량반응도는부정확하다. 또한높은에너지의중성자는열중성자보다선량기여정도가훨씬크기때문이다. 이와같은이유로, 기존의교정용기준중성자장이아닌수 MeV 이상의속중성자가존재하는중성자장에서도검출기를교정할필요가있다. DT 중성자발생기, 흑연집합체그리고폴리에틸렌중성자집속체를사용하여속중성자의선속분율이서로다른중성자장을제작하였고, 이중성자장에서중성자검출기의선량당량반응도를측정하였다. 시험결과에의하면, 속중성자선속분율과중성자검출기의종류에따라중성자검출기의반응도는많은차이를보였다. 이러한반응도차이는선량당량의과대및과소평가를의미하므로, 검출기가사용되는시설환경과유사한중성자장에서반응도교정이필요함을확인하였다. 중심어 : DT 중성자발생기, 중성자검출기반응도, 교정용중성자장, 열중성자 1. 서론 1) 일반적으로중성자장은열중성자 (thermal neutron), 감속중성자 (moderated neutron), 속중성자 (fast neutron) 등크게 3 개의성분으로나눌수있는데중성자장이존재하는현장마다그성분의비율은서로다르며그정도에따라선량학적특성도차이가난다. 선량학적특성이제각각인이러한현장에서사용되는대부분의중성자검출기는현재국내교정기관에서 252 Cf 선원과 241 AmBe 선원으로만교정되고있다 [1]. 동일한교정선원과교정방법으로교정된중성자검출기로선량적특성이다양한중성자장을모니터링하기때문에그결과는부정확할수밖에없다. 대부분의중성자검출센서는열중성자에큰반응단면적을갖는 3 He, 10 B, 6 Li 등의물질로구성되어있기때문에 10 MeV 이상의중성자를검출하기위해 Pb, W, Cu 와같은높은원자번호의물질을삽입한폴리에틸렌 (polyethylene) 감속체 (moderator) 를중성자검출센서주변에씌워속중성자를열중성자화하여검출한다 [2-3]. 중성자검출기의구조적특성과중성자에너지에따른선량당량 (Ambient Dose Equivalent, 이하선량 ) 기여도차이때문에일반중성자검출기로속중성자성분이높은현장을모니터링할때는정확도가많이떨어진다. 보다정확 교신저자 : 김봉환, bhkim2@kaeri.re.kr 대전광역시유성구대덕대로 989 번길 11 한국원자력연구원 한현장의선량평가를위해기존의 252 Cf 선원과 AmBe 선원을이용한교정뿐만아니라 10 MeV 이상의고속중성자의선속분율 (fluence rate) 이높은중성자장에서도중성자검출기를교정할필요가있다. 본연구에서는, DT 중성자발생기 ( 이하중성자발생기 ) 로생산한 14 MeV 중성자, 흑연집합체 (graphite pile) 로생산한열중성자그리고중성자집속체 (neutron collimator) 로생산한감속중성자를혼합하여중성자검출기의반응도시험용중성자장을제작하였다. 제작한검출기반응도시험용중성자장에서 4 종의중성자검출기의선량당량반응도를측정하여일반교정용 252 Cf 중성자장에서의선량당량반응도와비교하였다. 2. 재료및방법 2.1 중성자발생기를이용한 14 MeV 중성자장제작중하전입자와저원자번호물질과의반응을이용해중성자를생산하는 241 AmBe 선원과알파붕괴에이은자발핵분열반응에의한중성자를생산하는 252 Cf 선원뿐만아니라양성자 (proton) 또는중양자 (deuteron) 를가속하여삼중수소 (tritium) 와핵융합반응을일으켜중성자를생산하는중성자발생기선원을이용하여중성자검출기의반응도를결정할수있다 [4]. 이번실험에서 14 MeV 고속중 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.37 NO.1 MARCH

2 성자를생산하기위해중양자 - 삼중수소반응 (DT reaction) 에의해중성자를생산하는중성자발생기를사용하였다. 일반적으로중성자발생기의중양자는 100~200 kv 로가속되어금속표적에분산분포하고있는삼중수소와핵반응을통하여 14 MeV 중성자를생성한다. DT 반응의경우, 1 ma 의중양자빔으로최대 s -1 정도의중성자생성율을가진다 [5]. 이동형중성자발생기는이온원 (ion source), 표적 (tritium target) 그리고고전압발생기등의구조적한계로중성자생성율은이보다훨씬낮다. 본실험에서사용한중성자발생기는프랑스 SODERN 사의이동용중성자발생기 (GENIE 16C) 로서페닝형 (Penning type) 이온원은 2 kv 정도에서활성되며전위차 -70 ~ -110 kv 정도에서표적으로가속되고최대빔전류는 60 μa 정도이다. 내부의삼중수소의양은 120 GBq 이다 [6]. 90 kv, 50 μa 의운전조건에서최대 s -1 의중성자생성율을보이며, 펄스모드및연속모드로중성자생성이가능하다. 펄스모드에서빔주파수는 100 Hz~1 MHz 사이에서조절이가능하다. 본실험에서의중성자발생기운전조건은펄스모드에서가속전압 80 kv, 빔전류 50 μa, 펄스주파수 1 khz 였으며, 이때의중성자생성률은약 s -1 이었다. 2.2 흑연집합체를이용한열중성자장제작 ISO 8529 에서는열중성자를발생시키는방법으로감속제를이용하거나가속기에서생성된경우를소개하고있다 [3]. 영국의 NPL 시설에서는반데그라프 (Van De Graaff) 가속기의빔을흑연감속제에입사하여속중성자를열중성자화하여열중성자장을생산하고있고, 프랑스의 IRSN 시설에서는 6 개의 AmBe 선원을흑연집합체안에설치하여열중성자장을생성하고있다 [7-8]. 한국원자력연구원은프랑스 IRSN 의흑연집합체와같은방식의열중성자발생기를제작하여보유하고있다. 흑연집합체의크기는 m 3 이며내부에 8 개의 AmBe( 총 37 GBq) 를설치하여열중성자장을생성한다. 그림 1 에 Graphite pile N-suveymeter 50 cm AmBe N-generator 50 cm 150 cm Fig. 2. The neutron surveymeter was placed at the reference point that was 50 cm in front of the graphite pile. The neutron generator producing 14 MeV neutron was setup in 50 cm and 150 cm from the reference point while maintaining a constant distance with the graphite pile's surface. 흑연집합체의구조와 AmBe 선원들의설치지점을묘사하였다. 이번연구에서는그림 1 에서의 2 position 에 8 개의 AmBe 선원을설치하여열중성자장을생성하였다 [9]. 2.3 열중성자및 14 MeV 중성자를혼합하여중성자장제작열중성자와속중성자 (14 MeV) 의선속분율을달리하여중성자장을제작하였다. 그림 2 와같이중성자발생기의설치지점을달리하여속중성자선속분율을달리하였다. 흑연집합체의표면으로부터 50 cm 되는지점에시험대상인중성자검출기를설치하였다. 중성자발생기는중성자검출기로부터 50 cm, 150 cm 지점에설치하였다. 제작한중성자장은보너구 (Bonner sphere) 로정량화되었고 4 종의상용중성자검출기로중성자장의선량당량률 ( 이하선량률 ) 을측정하여보너구측정자료로결정된기준 (reference) 선량률과비교하여중성자검출기의반응도를구하였다. Fig. 1. Schematic diagram of AmBe source' position in the graphite pile to produce thermal neutron field. The graphite pile has dimension with m 3 and four AmBe sources' positions. AmBe sources were placed in 2-position in this study. 2.4 중성자집속체를이용한감속중성자장제작중성자발생기로부터등방적 (isotropic) 으로발생되는 14 MeV 중성자를특정방향으로집속시키기위해중성자집속체를제작하였다. 집속체의재질은폴리에틸렌이며크기는 (L) cm 3 이다. 집속체구조를나타낸그림 3 과같이중성자집속체의앞쪽, 옆쪽그리고위쪽방향으로중성자를선택적으로집속시킬수있다. 필요에따라빔포트 (beam port) 입구에구리, 납, 알루미늄등과같은감속필터 (attenuation filter) 를추가적으로삽입할수도있다. 세방향의집속포트는개폐가가능한데포트를막을경우집속체는단순히중성자감속체역할을한다. 포트가막힌집속체를이용하면 14 MeV 중성자가집 36 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.37 NO.1 MARCH 2012

속체에의해감속되어진감속중성자장을얻을수있다. 본실험에서는감속필터는사용하지않았다. 그림 4 와같이측면빔포트는닫고전면빔포트를연상태에서집속체의전면과측면에서중성자검출기로선량률을측정하였다. 선량률측정지점은집속체표면으로부터전면 15 cm 지점과측면 30 cm 지점이었다. 중성자발생기의표적으로부터는각각 45 cm, 55 cm 지점이었다. Beam port 2.

언폴딩에사용된입력스펙트럼은 MCNPX 코드를사용하여얻었다 [10]. MCNPX 프로그램에사용한 history 는 1 10 9 개이며, 반경 15 cm 구의 cell flux tally 를사용하였으며에너지분포는 1 10-9 MeV 에서 50 MeV 까지각지수구간을 10 개로나눠대수등간격으로계산하였다. 중성자스펙트럼과선량학적자료는표 1 과그림 5 에정리하였다.

3 속체에의해감속되어진감속중성자장을얻을수있다. 본실험에서는감속필터는사용하지않았다. 그림 4 와같이측면빔포트는닫고전면빔포트를연상태에서집속체의전면과측면에서중성자검출기로선량률을측정하였다. 선량률측정지점은집속체표면으로부터전면 15 cm 지점과측면 30 cm 지점이었다. 중성자발생기의표적으로부터는각각 45 cm, 55 cm 지점이었다. Beam port 2.4 중성자장스펙트럼및선량학적자료측정중성자장을정량화하기위해각각 5.08, 10.16, 15.24, 20.32, 25.40, cm 의직경을가지는 6 종의보너구와 LiI(Eu) 섬광검출기 (scintillator) 로구성된보너구시스템으로중성자계수율을측정하였고, UMG3.3 프로그램으로보너구측정자료를언폴딩하여중성자스펙트럼을정량화하였다. 언폴딩에사용된입력스펙트럼은 MCNPX 코드를사용하여얻었다 [10]. MCNPX 프로그램에사용한 history 는 개이며, 반경 15 cm 구의 cell flux tally 를사용하였으며에너지분포는 MeV 에서 50 MeV 까지각지수구간을 10 개로나눠대수등간격으로계산하였다. 중성자스펙트럼과선량학적자료는표 1 과그림 5 에정리하였다. Fig. 3. The DT generator was installed in the polyethylene neutron collimator which has two beam ports. These beam ports optionally can be opened and closed. In this study, a front beam port was used. N-generator Neutron fluence (# / cm 2 ) 10-4 A. Thermal+DTG(50 cm) B. Thermal+DTG(150 cm) 14 MeV peak(overlapped) 10-5 C. Collimator+DTG(F15) D. Collimator+DTG(S30) D Neutron energy (MeV) C A B N-beam N-surveymeter Fig. 5. Neutron spectra determined by Bonner sphere system. Neutron spectra, A and B were made by a graphite pile and a DT neutron generator. C and D spectra were made by a neutron collimator and a DT neutron generator. 'Thermal" means thermal neutron field, and "DTG" means moderated 14 MeV neutron. Fig. 4. Reference positions where the neutron surveymeter was installed were located at front 15 cm and side 30 cm from surface of the polyethylene collimator. In this study, the front beam port was opened and the side beam port was closed. Table 1. Spectra Information of the Neutron Fields in this Measurement. a b c d Neutron Sources ~ 0.5 ev Percentile to the Total Fluence Rate (%) 0.5 ev ~ 10 kev 10 kev ~ 10 MeV 10 MeV ~ E ave (MeV) d DTG(50)+Thermal DTG(150)+Thermal DTG+Collimator(F) a DTG+Collimator(S) a DTG(F50) b DTG(F75) b DTG(F100) b Cf(F100) c F means front 15 cm of the neutron collimator, S means side 30 cm of the collimator. F** : Number, ** are the distance to the neutron detector form the source. F100 means front 100 cm from the 252 Cf source. E ave : Fluence averaged mean energy JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.37 NO.1 MARCH

4 Table 2. Dosimetric Quantities of the Neutron Fields in this Measurement. a b c Neutron Sources h * (10) / h p(10) a (psv.cm 2 ) H * (10) / H p(10) b (rate, msv.h -1 ) E ave (MeV) E ave(ade) c (MeV) DTG(50)+Thermal 148 / / DTG(150)+Thermal 257 / / DTG+Collimator(F) 429 / / DTG+Collimator(S) 411 / / DTG(F50) 445 / / DTG(F75) 419 / / DTG(F100) 401 / / Cf(F100) 315 / / h * (10) / h p(10) : Fluence ambient/personal dose equivalent conversion coefficient. H * (10) / H p(10) : Ambient/Personal dose equivalent rate. E ave(ade) : Ambient dose equivalent averaged mean energy. 3. 결과및논의 흑연집합체, 중성자집속체그리고중성자발생기로제작한중성자장의에너지스펙트럼을그림 5 와그림 6 에나타내었다. 그림 5 에서스펙트럼 A, B 는중성자발생기와흑연집합체를사용하여제작한중성자장의것이고, C, D 는중성자발생기와전면빔포트개방중성자집속체로제작한중성자장의스펙트럼이다. 스펙트럼 C 는중성자집속체의전면에중성자검출기를설치하여측정한것이고스펙트럼 D 는집속체의옆면에서측정한것이다. 그림 5 에서중성자발생기에의해생성된 14 MeV 중성자의중첩피크가뚜렷하게보이는데표적으로부터거리가멀어질수록피크의크기가줄어든다. 또한그림 5 의스펙트럼 A, B 는흑연집합체에의해생성된열중성자피크도뚜렷하게보인다. 본실험에서생산한중성자장과그림 6 에의스펙트럼 D 는교정용 252 Cf 선원의스펙트럼인데, 252 Cf 선원으로부터 100 cm 지점에서측정한것이다. 스펙트럼 D 는다른스펙트럼들과는달리 14 MeV 피크를보이지않는다. Neutron fluence (# / cm 2 ) A. Front 50 cm B. Front 75 cm C. Front 100 cm D. 252 Cf 100 cm A 14 MeV peak(overlapped) Neutron energy (MeV) Fig. 6. Neutron spectra determined by Bonner sphere system. Neutron spectra, A, B and C were measured at 50 cm, 75 cm and 100 cm from a DT neutron generator. D is neutron spectrum of 252 Cf source. B C D 이번실험에서제작한중성자장을 0.5 ev, 10 kev, 10 MeV 에너지구간으로나누어영역별선속분율을표 1 에정리하였다. 표 1 의 DTG(50)+Thermal 과 DTG(150)+ Thermal 은그림 2 에묘사된것과같이, 흑연집합체로생산한열중성자장과중성자발생기로생산한속중성자장을혼합하여생산한중성자장의선속분율을나타낸다. DTG+Collimator (F and S) 는그림 4 와같이, 중성자발생기를중성자집속체에설치한다음, 전면 15 cm 와측면 30 cm 에서측정한중성자장선속분율을나타낸다. 이번실험에서전체중성자선속에대한열중성자 (~ 0.5 ev) 의선속분율은 1% 에서 39% 까지분포하였고 10 MeV 이상의속중성자는 6% 에서 66% 까지아주넓게분포하였다. 표 1 에제시된중성자장에대한선량학적자료를표 2 에정리하였다. 표 2 에있는 h * (10)/h p(10) (fluence to ambient/personal dose equivalent conversion coefficient) 값은 Report ICRU57 의변환계수를사용하여계산하였다 [11]. 표 2 를보면, 중성자장의선속평균에너지 (fluence averaged mean energy) 는 6 MeV 에서 12 MeV 까지다양하게분포하고있다. 선량평균에너지 (ambient dose equivalent averaged mean energy) 는모든중성자장에서 12 MeV 이상으로써중성자발생기에의해생성된속중성자가측정선량률의주된기여분임을알수있다. 중성자발생기로생산한중성자장에대한중성자검출기의반응도를측정하였다. 반응도시험에사용된중성자검출기는 LB6411 (Berthold), WENDI-2 (Thermo), DINEUTRON (Canberra) 그리고 REM500 (Far West Technology) 이다. 중성자에너지반응도범위는 REM500 이 70 kev~20 MeV 이고나머지는 ev~15 MeV 이다. 검출기의구조적특징을보면다음과같다. LB6411 는직경이 25 cm 인구형폴리에틸렌감속체와 3 He detector 를사용하며, WENDI-2 는직경 23 cm, 길이 21 cm 인원통형의폴리에틸렌감속체와 3 He detector 를사용한다. DINEUTRON 은큰감속체대신작고크기가다른두개의구형감속체 ( 직경 11 cm, 5.1 cm) 를 3 He 검출기와사용한다. REM500 은감속체를사용하지않는대신 256 다 38 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.37 NO.1 MARCH 2012

5 중채널분석기 (Multi-Channel Analyzer, MCA) 와결합한조직등가비례계수관 (Tissue Equivalent Proportional Counter, TEPC) 과 Propane 기체검출기를사용한다. 제작한중성자장에대한검출기의반응도시험에앞서, 비감속 252 Cf 중성자장을이용하여검출기들을교정하였다. 각중성자장에대한중성자검출기의반응도를표 3 에정리하였다. 표 3 에제시된반응도는검출기로읽은선량률을보너구자료로결정된기준선량률로나눈값이다. 반응도의값이 1 보다큰값을가지면과대평가, 1 보다작은값을가지면과소평가하는것을의미한다. 표 3 의반응도를보면, TEPC 검출기인 REM500 은대부분의중성자장에대해 1 에가까운반응도를보이므로기준선량률을비교적정확히평가한다고볼수있다. 하지만나머지검출기는 1 이하의반응도를보여실제의선량률을과소평가하고있다. 특히, DINEUTRON 은반응도의범위가 0.12 에서 0.72 로서시험검출기중가장불안정한반응도를보였는데, 다른검출기들에비해크기가 1/2 정도인폴리에틸렌감속체와최대 14 MeV 의에너지반응범위를가지는특성때문에, 14 MeV 중성자가다량존재하는중성자장에서그반응도가낮게나온것으로판단된다. Table 3. Ratio of the Neutron Surveymeters' reading to the Reference Dose Equivalent Rate (H*(10)). Neutron Sources H * (10) a (msv.h -1 ) Ratio b of Surveymeters' Reading LB64111 WENDI-2 DINEUTRON REM500 DTG(50)+Thermal DTG(150)+Thermal DTG+Collimator(F) DTG+Collimator(S) DTG(F100) Energy Response Range c (ev) 0.025~20 M 0.025~5 G 0.025~15 M 70 k~20 M a H * (10) is reference ambient dose equivalent rate determined by Bonner Sphere measurement. b Ratio = estimated Amibient Dose Equivalent rate / H * (10). Ratio>1, overestimation Ratio<1, underestimation. c Energy Response Range were extracted from their manual. * All neutron surveymeters were calibrated by a bare 252 Cf source. 4. 결론 중성자발생기로생산한 14 MeV 중성자를이용하여속중성자가변선속분율중성자장을제작하였다. 비감속 252 Cf 중성자장에서반응도교정을거친 4 종의중성자검출기로가변선속분율중성자장에대한선량률을측정하였다. 조직등가비례계수관검출기인 REM500 은각중성자장에대해 1 에가까운반응도값을가지므로대부분의중성자장에서기준선량률을비교적정확히측정하였다. 나머지 3 종의검출기는 1 보다작은반응도값을보여실제선량률을과소평가하는것으로나타났다. 특히 DINEUTRON 은반응도의값이 0.12 에서 0.72 까지분포하여매우불안정한선량평가가이루어졌다. 본실험을통해중성자장의특성이달라지면검출기의반응도차이가있음을알았다. 그리고작업현장의특성과비슷한중성자장에서중성자검출기가교정되어야비교적정확한선량평가가가능한것으로판단된다. 감사의글본연구는국방과학연구소 (Agency for Defense Development) 수탁과제 ( 계약번호 : UC080023GD) 및교육과학기술부원자력연구개발사업의지원으로수행되었습니다. 참고문헌 1. KAERI. Technology development for radiation dose measurement and evaluation. KAERI/RR Knoll GF, Radiation detection and measurement. 3rd ed.. New York; John Wiley & Sons, Inc : Alvera AV and Thomas DJ. Neutron field spectrometry in mixed fields: multisphere spectrometers. Radiat. Prot. Dosim. 107(1-3):37-72; ISO. Reference neutron radiation-part 1: characteristics and methods of production. ISO : 1st ed Lisken H. and Paulsen A., Neutron production cross section and energies for the reactions T(p,n) 3 He, D(d,n) 3 He and T(d,n) 4 He. Atom. Data Nucl. Data 11: ; EADS SODERN. GENIE 16C/D user manual, ver. July Eads Sodern Inc Thomas DJ and Kolkowski P. Thermal fluence and dose equivalent standards at NPL. DQL RN008. National Physics Laboratory UK JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.37 NO.1 MARCH

6 8. Lacoste V., Gressier V., Muller H. Lebreton L. Characterization of the IRSN graphite moderated americium-beryllium neutron field. Radiat. Prot. Dosim. 110(1-4): ; Kim BH, Jun SM, Kim JS, Lim KS, Kim JL. Construction of thermal neutron calibration fields using a graphite pile and americium-beryllium neutron sources at KAERI. Nucl. Technol. 168(2): ; Pelowitz DB. MCNPX user s manual, version LA-CP ICRU. Conversion coefficient for use in radiological protection against external radiation. ICRU Report Investigation of Response of Several Neutron Surveymeters by a DT Neutron Generator Sang-In Kim, In-Su Jang, Jang-Lyul Kim, Jung-Il Lee, and Bong-Hwan Kim Korea Atomic Energy Research Institute Abstract - Several neutron measuring devices were tested under the neutron fields characterized with two distinct kinds of thermal and fast neutron spectrum. These neutron fields were constructed by the mixing of both thermal neutron fields and fast neutron fields. The thermal neutron field was constructed using by a graphite pile with eight AmBe neutron sources. The fast neutron field of 14 MeV was made by a DT neutron generator. In order to change the fraction of fast neutron fluence rate in each neutron fields, a neutron generator was placed in the thermal neutron field at 50 cm and 150 cm from the reference position. The polyethylene neutron collimator was used to make moderated 14 MeV neutron field. These neutron spectra were measured by using a Bonner sphere system with an LiI scintillator, and dosimetric quantities delivered to neutron surveymeters were determined from these measurement results. Keywords : Thermal neutron field, Fast neutron field, DT neutron generator, Neutron calibration field. 40 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.37 NO.1 MARCH 2012

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슬라이드 1 중성자스펙트로메트리및 원전중성자측정 한국표준과학연구원김정호 중성자방호의어려움 중성자산란및강한투과성 중성자에너지는 mev 에서 MeV 까지 10 차수정도변한다. 인체에대한중성자의영향은에너지에강하게의존한다. ( 방사선가중인자 : 5 ~ 20) 언제나 photon 을동반함. 중성자 / 감마혼합장에서의중성자도시메트리의어려움 2 Dosimetric Quantities