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방사선방호목적으로 사용되고 있는 중성자측정기를 현장 방사선장 모니터링에 활용하는데 있어서 가장 큰 문제는 실제 방사선작업현장의 에너지스펙트럼과 상이한 것으로 교정된 측정기를 사용하는데 있다. 교정용 기준 선장이 현장의 에너지 스펙트럼과 다르기 때문에 모니터링 결과가 과대 또는 과소평가 되는 것은 필연적이다. ISO 에서는 이를 해결하기 위하여 기존의 교정용 중성자선장에 현장의 방사선 조건을 보다 가깝게 재현할 수 있는 교정용 산란중성자선장의 사용을 권고하고 있다. 여러 가지 산란중성자장의 제작 방법 가운데 비용이 적게 들고 제작의 용이성이 강조된 것이 기존의 중성자 선원과 교정지점 사이에 산란구조물을 설치하여 인위적으로 중성자를 산란시켜 현장의 것과 유사하게 등 방향성의 선장을 모의하는 것이다. 제작된 산란중성자장의 선량특성자료를 도출하기 위하여 중성자 수송계산 코드인 MCNP4A를 사용하여 스펙트럼을 모의계산 하였으며 이를 측정값과 비교하였다. 또한 보다 다양한 산란중성자장 제작의 가능성을 검토하기 위하여 중수 감속구 대신에 Fe, Cu 감속구에 대한 스펙트럼도 계산하여 보았다. 모의 계산된 총 12개의 산란중성자장 스펙트럼 중 비감속 252Cf 선원과 중수감속 252Cf 선원을 사용하여 제작한 4 종류의 스펙트럼에 대하여 중성자 스펙트로메타인 BMSS로 측정한 것을 비교한 결과 평균에너지 52 %, 열중성자분율 23 %, 선량환산인자 30 %의 차이를 보였다. 철과 구리를 속중성자 ...

방사선방호목적으로 사용되고 있는 중성자측정기를 현장 방사선장 모니터링에 활용하는데 있어서 가장 큰 문제는 실제 방사선작업현장의 에너지스펙트럼과 상이한 것으로 교정된 측정기를 사용하는데 있다. 교정용 기준 선장이 현장의 에너지 스펙트럼과 다르기 때문에 모니터링 결과가 과대 또는 과소평가 되는 것은 필연적이다. ISO 에서는 이를 해결하기 위하여 기존의 교정용 중성자선장에 현장의 방사선 조건을 보다 가깝게 재현할 수 있는 교정용 산란중성자선장의 사용을 권고하고 있다. 여러 가지 산란중성자장의 제작 방법 가운데 비용이 적게 들고 제작의 용이성이 강조된 것이 기존의 중성자 선원과 교정지점 사이에 산란구조물을 설치하여 인위적으로 중성자를 산란시켜 현장의 것과 유사하게 등 방향성의 선장을 모의하는 것이다. 제작된 산란중성자장의 선량특성자료를 도출하기 위하여 중성자 수송계산 코드인 MCNP4A를 사용하여 스펙트럼을 모의계산 하였으며 이를 측정값과 비교하였다. 또한 보다 다양한 산란중성자장 제작의 가능성을 검토하기 위하여 중수 감속구 대신에 Fe, Cu 감속구에 대한 스펙트럼도 계산하여 보았다. 모의 계산된 총 12개의 산란중성자장 스펙트럼 중 비감속 252Cf 선원과 중수감속 252Cf 선원을 사용하여 제작한 4 종류의 스펙트럼에 대하여 중성자 스펙트로메타인 BMSS로 측정한 것을 비교한 결과 평균에너지 52 %, 열중성자분율 23 %, 선량환산인자 30 %의 차이를 보였다. 철과 구리를 속중성자 감속재로 사용했을 경우 평균에너지가 각각 0.727 MeV, 0.477 MeV 였으며 선량환산인자는 250.8 pSv·cm2, 218 pSv·cm2로 중수감속 252Cf 선원만을 사용했을 경우와 비교하면 평균에너지 0.035 MeV, 0.285 MeV 선량환산인자 131.8 pSv·cm2, 99 pSv·cm2의 변화를 보였다. 계산된 스펙트럼은 중성자조사실의 복잡한 기하학적 구조를 모델링 하였기 때문에 비교적 큰 불확도를 나타냈는데 고 에너지 구간(0.5 MeV 이상)과 열중성자 에너지 영역에서 각각 15 %와 6 %의 불확도를 나타냈다. 본 연구는 현재 ISO에서 제안하고 있는 바와 같은 고 에너지 중성자만의 교정용 기준선장에 대하여 보다 실질적인 교정용 선장을 확보하고자하는 노력의 일환으로 수행되었다. 모의계산결과와 방법은 향후 다양한 교정용 산란중성자장 제작에 유용하게 활용될 수 있을 것이다.

Abstract ▼ AI-Helper

Main problem in the calibration of neutron measuring devices used for radiation protection purposes is that there is a big difference between the reference fields to be used in calibration and the work place to be monitored. There it should be minimized the difference and simulated the similar calib...

Main problem in the calibration of neutron measuring devices used for radiation protection purposes is that there is a big difference between the reference fields to be used in calibration and the work place to be monitored. There it should be minimized the difference and simulated the similar calibration field if possible. The monitoring result from over-estimate or sub-estimate because of the difference calibration reference fields and workplace neutron fields energy spectrum. The method to construct of scattered neutron fields is positioned shadow object between source and calibration point because of economy and easiness. Spectrum were calculated using the MCNP code and compared with measurement value by means of a Bonner multi-sphere spectrometer(BMSS) in order to product a scattered neutron fields. Also calculated spectrum to Fe, Cu sphere instead of D2O moderator spere. Scattered neutron fields (A, F) are show agreements with calculation value and measurement value. But the case of D2O moderator sphere simulation spectrum decrease to high energy peak by means of scattered material and low energy neutron component is increased. In this case calculated spectrum mean energy differ to evaluated result from measurement. Calculated spectrum was relatively big uncertainty by means of complex geometric modeling. The uncertainty is respectively 15 % and 6 % in the range of thermal and high energy(more than 0.5 MeV) Finally, the calculation data can be applied in constructing the scattered neutron fields for calibration.

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