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[국내논문] Monte Carlo 방법을 이용한 바나듐 자발 중성자계측기 초기 민감도 계산
Calculation of Initial Sensitivity for Vanadium Self-Powered Neutron Detector (SPND) using Monte Carlo Method 원문보기

Journal of sensor science and technology = 센서학회지, v.25 no.3, 2016년, pp.229 - 234  

차균호 (한수원 중앙연구원) ,  박영우 (충남대학교 메카트로닉스공학과)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

Self-powered neutron detector (SPND) is being widely used to monitor the reactor core of the nuclear power plants. The SPND contains a neutron-sensitive metallic emitter surrounded by a ceramic insulator. Currently, the vanadium (V) SPND has been being developed to be used in OPR1000 nuclear power p...

주제어

#SPND   #neutron sensitivity   #self-shielding effect   #beta escape probability   #space charge effect   #MCNP  

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 논문은 자기출력형 바나듐 중성자계측기의 초기민감도를 Monte Carlo 방법을 이용하여 평가한 것이다. 민감도 계산을 위한 자기차폐인자(self-shielding factor)와 베타전자 이탈확률(beta escape probability) 계산 및 절연체 내에서의 공간하전효과 모사는 Monte Carlo 방법 기반의 MCNP 코드를 이용하여 수행하였으며, 계산된 결과와 Warren의 자료를 비교해 봄으로써 초기민감도 평가과정을 검증하였다.

가설 설정

  • 즉, 식(3)에서 Φ(En)F(En)항에 해당되는 값을 구하기 위하여 MCNP 코드를 이용하였다. 중성자속을 계산하기 위하여 원통형 중성자 부피 선원의 중심축에 위치한 속이 빈 원통 내부의 중심부에 바나듐 SPND가 위치하고 있다고 가정하였다. 중성자장의 균일성을 보증하기 위하여 원통의 높이는 계측기의 실제 높이보다 훨씬 긴 80 cm로 가정하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
자기출력형 중성자 계측기는 어떻게 개발되어 사용되고 있는가? 원자력발전소의 안전계통과 중성자속 감시를 위한 자기출력형 중성자 계측기 (Self-Powered Neutron Detector, SPND)는 즉발 및 지연반응의 두 가지 방사성 포획반응 방법을 이용하여 개발되어 사용되고 있다[1]. 즉발반응 SPND는 즉발 감마 방사선과 계측기 물질인 에미터와의 상호작용을 이용하여 출력발생 당시의 중성자속을 측정하며, 지연반응 SPND에서는 방사화된 핵종의 베타붕괴 과정에서 나오는 전자들이 계측대상이 된다.
즉발 및 지연반응 SPND의 예에는 무엇이 있는가? 일반적으로 SPND에서는 두 메커니즘이 함께 발생되므로 두 성분 중의 하나가 특히 우세하도록 계측기 재질을 선정한다. 대표적인 지연 SPND의 예로는 로듐이나 바나듐 계측기가 있으며 백금, 하프늄, 코발트 등은 즉발 SPND로 사용된다.
자기출력형 중성자 계측기를 사용하는 이유는? 원자력발전소의 안전계통과 중성자속 감시를 위한 자기출력형 중성자 계측기 (Self-Powered Neutron Detector, SPND)는 즉발 및 지연반응의 두 가지 방사성 포획반응 방법을 이용하여 개발되어 사용되고 있다[1]. 즉발반응 SPND는 즉발 감마 방사선과 계측기 물질인 에미터와의 상호작용을 이용하여 출력발생 당시의 중성자속을 측정하며, 지연반응 SPND에서는 방사화된 핵종의 베타붕괴 과정에서 나오는 전자들이 계측대상이 된다.
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참고문헌 (7)

  1. John W. Hilborn, "Self-Powered Neutron Detectors for Reactor Flux Monitoring", Nucleonics, Vol. 22, No. 2 - February, 1964. 

  2. H. D. Warren, "Calculational model for self-powered neutron detector," Nucl. Sci. Eng., Vol. 48, p. 331, 1972. 

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  3. W. Jaschik and W. Seifritz, "Model for calculating prompt-response self-powered neutron detectors," Nucl. Sci. Eng., Vol. 53, p. 61, 1974. 

    상세보기 crossref

  4. H. D. Warren and N. H. Shah, "Neutron and gamma-ray effects on self-powered in-core radiation detectors," Nucl. Sci. Eng., Vol. 54, p. 395, 1974. 

    상세보기 crossref

  5. L. L. Carter, "Self-Shielding factors for FFTF flux measurements," Trans. Am. Nucl. Soc., Vol. 43, p. 710, 1982. 

  6. International Standards, "Nuclear power plants - In-core instrumentation - Characteristics and test methods of self-powered neutron detectors," CEI/IEC 61468, 1st edition, 2000-03. 

  7. A. M. Weinberg and E. P. Wigner, "The Physical Theory of Neutron Chain Reactors", p707, The University of Chicago Press, Chicago, 1958. 

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