[학위논문]중성자 및 감마선 다중도 측정을 통한 사용후핵연료 처리공정 생성물의 특성화 방법론 연구 A Characterization Method for Reprocessed Spent Nuclear Fuel through Neutron and Gamma-ray Multiplicity Counting원문보기
사용후핵연료 처리공정 생성물 중 핵비확산의 주요 관심대상이 되는 동위원소인 우라늄 및 플루토늄에서 방출되는 중성자 혹은 감마선을 직접 측정하기 어렵다. 사용후핵연료에서 방출되는 대부분의 중성자는 244Cm로부터 발생되며, 대부분의 감마선은 핵분열생성물로부터 방출되기 때문이다. 따라서 특정 측정값으로부터 사용후핵연료 특성(농축도, 연소도, 냉각시간)을 도출하여 ...
사용후핵연료 처리공정 생성물 중 핵비확산의 주요 관심대상이 되는 동위원소인 우라늄 및 플루토늄에서 방출되는 중성자 혹은 감마선을 직접 측정하기 어렵다. 사용후핵연료에서 방출되는 대부분의 중성자는 244Cm로부터 발생되며, 대부분의 감마선은 핵분열생성물로부터 방출되기 때문이다. 따라서 특정 측정값으로부터 사용후핵연료 특성(농축도, 연소도, 냉각시간)을 도출하여 핵연료 연소를 계산하거나 교정곡선을 통해 플루토늄 질량을 추정해야 한다. 동 연구에서는 사용후핵연료 특성화를 위해 증배계수(M)를 물리적인자로 설정하여 중성자 다중도, 감마선 다중도, 감마선 스펙트로스코피 측정 결과와의 상관관계를 알아보았다. 잉곳의 자발적핵분열률이 높아 중성자 다중도는 증배계수와의 관계가 뚜렷하게 나타나지 않았으나, 244Cm 질량과는 비례관계를 확인할 수 있었다. 또한 전산모사를 통한 중성자 다중도 측정값으로부터 244Cm 유효 질량을 도출, 전산모사 입력값과 비교하였다. 감마선 다중도의 경우, 감마선 다중도 결과 값은 감마선 다중도 인자(S, D, T)와 Mγ간 복잡한 물리적 관계식으로 인해 증배계수보다는 244Cm 질량과의 비례관계를 볼 수 있었다. 중성자 다중도 및 감마선 다중도의 합 또한 마찬가지로 증배계수보다 244Cm 질량과의 관계성이 더 높았다. 마지막으로 중성자 및 감마선 다중도 정보를 보완할 목적으로 감마선 스펙트로스코피 활용 가능성을 검토했으나, 자발적핵분열 시 발생하는 감마선 특성을 확인하기 어려웠으며 발생되는 감마선에 대해서도 잉곳 내 감쇠가 상당히 진행됨을 볼 수 있었다. 따라서 동 연구를 통해 사용후핵연료 처리공정 생성물에 대해 여러 가지 특성화 방법 중 중성자 다중도 혹은 감마선 다중도 측정값을 활용하여 바로 244Cm 질량을 추정하는 방법이 가장 효용성이 있음을 확인할 수 있었다. 이렇게 도출한 244Cm 질량을 통해 사용후핵연료의 특성, 즉 연소도를 추적하여 연소계산을 통해 사용후핵연료 내 우라늄 및 플루토늄 질량을 추정할 수 있을 것이다.
사용후핵연료 처리공정 생성물 중 핵비확산의 주요 관심대상이 되는 동위원소인 우라늄 및 플루토늄에서 방출되는 중성자 혹은 감마선을 직접 측정하기 어렵다. 사용후핵연료에서 방출되는 대부분의 중성자는 244Cm로부터 발생되며, 대부분의 감마선은 핵분열생성물로부터 방출되기 때문이다. 따라서 특정 측정값으로부터 사용후핵연료 특성(농축도, 연소도, 냉각시간)을 도출하여 핵연료 연소를 계산하거나 교정곡선을 통해 플루토늄 질량을 추정해야 한다. 동 연구에서는 사용후핵연료 특성화를 위해 증배계수(M)를 물리적인자로 설정하여 중성자 다중도, 감마선 다중도, 감마선 스펙트로스코피 측정 결과와의 상관관계를 알아보았다. 잉곳의 자발적핵분열률이 높아 중성자 다중도는 증배계수와의 관계가 뚜렷하게 나타나지 않았으나, 244Cm 질량과는 비례관계를 확인할 수 있었다. 또한 전산모사를 통한 중성자 다중도 측정값으로부터 244Cm 유효 질량을 도출, 전산모사 입력값과 비교하였다. 감마선 다중도의 경우, 감마선 다중도 결과 값은 감마선 다중도 인자(S, D, T)와 Mγ간 복잡한 물리적 관계식으로 인해 증배계수보다는 244Cm 질량과의 비례관계를 볼 수 있었다. 중성자 다중도 및 감마선 다중도의 합 또한 마찬가지로 증배계수보다 244Cm 질량과의 관계성이 더 높았다. 마지막으로 중성자 및 감마선 다중도 정보를 보완할 목적으로 감마선 스펙트로스코피 활용 가능성을 검토했으나, 자발적핵분열 시 발생하는 감마선 특성을 확인하기 어려웠으며 발생되는 감마선에 대해서도 잉곳 내 감쇠가 상당히 진행됨을 볼 수 있었다. 따라서 동 연구를 통해 사용후핵연료 처리공정 생성물에 대해 여러 가지 특성화 방법 중 중성자 다중도 혹은 감마선 다중도 측정값을 활용하여 바로 244Cm 질량을 추정하는 방법이 가장 효용성이 있음을 확인할 수 있었다. 이렇게 도출한 244Cm 질량을 통해 사용후핵연료의 특성, 즉 연소도를 추적하여 연소계산을 통해 사용후핵연료 내 우라늄 및 플루토늄 질량을 추정할 수 있을 것이다.
It is difficult to directly measure neutrons and gamma rays from uranium and plutonium atoms in pyro-processed product, ingot, which is of interest to perspective of nuclear safeguards. Most neutrons of the ingot are emitted from 244Cm and gamma rays from fission products. Therefore, it is necessary...
It is difficult to directly measure neutrons and gamma rays from uranium and plutonium atoms in pyro-processed product, ingot, which is of interest to perspective of nuclear safeguards. Most neutrons of the ingot are emitted from 244Cm and gamma rays from fission products. Therefore, it is necessary to identify spent fuel characteristics such as initial enrichment, burnup and cooling time from measurement and calculate fuel burnup or estimate plutonium mass from calibration curve. In this study, we set the multiplication factor as an intermediate physical property to bridge between observables and spent fuel characteristics. The observables include neutron multiplicity, gamma-ray multiplicity and gamma-ray spectroscopy. Due to high spontaneous fission rate, neutron multiplicity parameters did not strongly correlate with multiplicity factor but was proportional to 244Cm mass. Gamma-ray multiplicity yielded similar results to neutron multiplicity calculation. We examined feasibility of gamma-ray spectroscopy for spent fuel: it was difficult to establish the gamma-ray signature of spontaneous fission and significant amount of attenuation was observed. In conclusion, among various methods for spent fuel characterization, neutron and gamma-ray multiplicity counting with direct analysis to 244Cm effective mass was the most feasible. The 244Cm effective mass provides information on fuel burnup, which will eventually lead to fissile material mass by fuel irradiation calculation.
It is difficult to directly measure neutrons and gamma rays from uranium and plutonium atoms in pyro-processed product, ingot, which is of interest to perspective of nuclear safeguards. Most neutrons of the ingot are emitted from 244Cm and gamma rays from fission products. Therefore, it is necessary to identify spent fuel characteristics such as initial enrichment, burnup and cooling time from measurement and calculate fuel burnup or estimate plutonium mass from calibration curve. In this study, we set the multiplication factor as an intermediate physical property to bridge between observables and spent fuel characteristics. The observables include neutron multiplicity, gamma-ray multiplicity and gamma-ray spectroscopy. Due to high spontaneous fission rate, neutron multiplicity parameters did not strongly correlate with multiplicity factor but was proportional to 244Cm mass. Gamma-ray multiplicity yielded similar results to neutron multiplicity calculation. We examined feasibility of gamma-ray spectroscopy for spent fuel: it was difficult to establish the gamma-ray signature of spontaneous fission and significant amount of attenuation was observed. In conclusion, among various methods for spent fuel characterization, neutron and gamma-ray multiplicity counting with direct analysis to 244Cm effective mass was the most feasible. The 244Cm effective mass provides information on fuel burnup, which will eventually lead to fissile material mass by fuel irradiation calculation.
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