[논문]Monte Carlo 방법을 이용한 로듐 및 바나듐 자발 중성자계측기의 연소에 따른 민감도 평가

차균호; 박영우

doi:10.5369/jsst.2016.25.4.264

[국내논문] Monte Carlo 방법을 이용한 로듐 및 바나듐 자발 중성자계측기의 연소에 따른 민감도 평가
Depletion Sensitivity Evaluation of Rhodium and Vanadium Self-Powered Neutron Detector (SPND) using Monte Carlo Method 원문보기

Journal of sensor science and technology = 센서학회지, v.25 no.4, 2016년, pp.264 - 270

Abstract ▼ AI-Helper

Self-powered neutron detector (SPND) is a sensor to monitor a neutron flux proportional to a reactor power of the nuclear power plants. Since an SPND is usually installed in the reactor core and does not require additional outside power, it generates electrons itself from interaction between neutrons and a neutron-sensitive material called an emitter, such as rhodium and vanadium. This paper presents the simulations of the depletion sensitivity evaluations based on MCNP models of rhodium and vanadium SPNDs and light water reactor fuel assembly. The evaluations include the detail geometries of the detectors and fuel assembly, and the modeling of rhodium and vanadium emitter depletion using MCNP and ORIGEN-S codes, and the realistic energy spectrum of beta rays using BETA-S code. The results of the simulations show that the lifetime of an SPND can be prolonged by using vanadium SPND than rhodium SPND. Also, the methods presented here can be used to analyze a life-time of those SPNDs using various emitter materials.

주제어

AI 본문요약
AI-Helper

* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

본 논문은 SPND의 수명평가를 위하여 동일한 제원의 로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 따른 민감도 계산을 수행한 것이다. 연소계산 및 민감도 평가는 BETA-S[2], ORIGEN[3] 및 MCNP[4] 전산코드를 이용하여 수행하였다.
본 논문은 로듐과 바나듐 SPND의 중성자 반응으로 인한 연소에 따른 민감도 평가를 수행한 것이다. 로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 의한 민감도 평가에 BETA-S, ORIGEN 및 MCNP 전산코드가 사용되었다.

가설 설정

Ring별 연소율은 에미터 물질의 흡수반응률에 비례한다고 가정하였다. 따라서 식(6)과 같이 ring별로 흡수반응률에 비례하여 각기 다른 중성자속을 이용하여 연소계산을 수행하였다.

제안 방법

연소계산 및 민감도 평가는 BETA-S[2], ORIGEN[3] 및 MCNP[4] 전산코드를 이용하여 수행하였다. SPND의 연소계산은 10년 6개월 동안 수행하였으며, 연소도에 따른 상대민감도 변화를 분석하였다.
때문에 전류를 계산할 때에 콜렉터 영역을 지나는 전자가 아닌 임계거리 영역을 지나는 전자를 계산하였다.
BETA-S/ORIGEN 전산코드를 이용하여 로듐과 바나듐의 베타붕괴로 방출되는 전자의 에너지 스펙트럼을 계산한 후 MCNP 모델을 사용하여 로듐과 바나듐의 베타붕괴 전자가 계측될 확률, SPND 내부의 중성자속과 흡수반응률, 그리고 광자의 물리반응에 의하여 방출되는 전류 등을 계산하였다.[5] 또한 장기간 운전에 따른 로듐과 바나듐 SPND의 민감도 분석을 위하여 ORIGEN 코드를 통하여 10년 6개월 연소계산을 수행하였다.
BETA-S/ORIGEN 전산코드를 이용하여 로듐과 바나듐의 베타붕괴로 방출되는 전자의 에너지 스펙트럼을 계산한 후 MCNP 모델을 사용하여 로듐과 바나듐의 베타붕괴 전자가 계측될 확률, SPND 내부의 중성자속과 흡수반응률, 그리고 광자의 물리반응에 의하여 방출되는 전류 등을 계산하였다.[5] 또한 장기간 운전에 따른 로듐과 바나듐 SPND의 민감도 분석을 위하여 ORIGEN 코드를 통하여 10년 6개월 연소계산을 수행하였다. 연소계산은 18개월 주기로 7번 수행하였으며, 매 계산 주기마다 BETA-S/ORIGEN/MCNP 전산계산을 각각 수행한 후 도출된 결과를 이용하여 로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 따른 민감도 변화를 분석하였다.
[5] 또한 장기간 운전에 따른 로듐과 바나듐 SPND의 민감도 분석을 위하여 ORIGEN 코드를 통하여 10년 6개월 연소계산을 수행하였다. 연소계산은 18개월 주기로 7번 수행하였으며, 매 계산 주기마다 BETA-S/ORIGEN/MCNP 전산계산을 각각 수행한 후 도출된 결과를 이용하여 로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 따른 민감도 변화를 분석하였다.
민감도 계산은 BETA-S/ORIGEN/MCNP 전산코드를 이용하여 6단계로 수행하였으며, 요약하면 다음과 같다. 첫째로 절연체 영역에 도달하는 전자들에 의한 공간하전효과(Space Charge Effect)를 고려하기 위하여 임계거리(critical distance) 및 최소 탈출에너지 (minimum cutoff energy, E_min)를 계산한다[6]. 두 번째로 에미터 내부의 중성자속과 흡수반응률 분포, 그리고 광자와의 반응으로 인하여 생성되는 전류의 양을 계산한다.
첫째로 절연체 영역에 도달하는 전자들에 의한 공간하전효과(Space Charge Effect)를 고려하기 위하여 임계거리(critical distance) 및 최소 탈출에너지 (minimum cutoff energy, E_min)를 계산한다[6]. 두 번째로 에미터 내부의 중성자속과 흡수반응률 분포, 그리고 광자와의 반응으로 인하여 생성되는 전류의 양을 계산한다. 그 다음 베타붕괴전자의 에너지 스펙트럼을 계산한 후, 베타붕괴 전자가 계측될 확률을 계산한다.
두 번째로 에미터 내부의 중성자속과 흡수반응률 분포, 그리고 광자와의 반응으로 인하여 생성되는 전류의 양을 계산한다. 그 다음 베타붕괴전자의 에너지 스펙트럼을 계산한 후, 베타붕괴 전자가 계측될 확률을 계산한다. 마지막으로 모든 정보를 종합하여 민감도 계산을 수행한다.
공간하전 효과는 전자의 탈출확률에 큰 영향을 미치기 때문에 무시할 수 없다. 하지만 본 논문에서 사용한 MCNP 코드는 전기장에 의한 효과를 고려해 줄 수 없기 때문에 공간하전 효과를 고려해주기 위하여 임계거리와 최소 탈출에너지 (E_min)라는 개념을 도입하였다. 임계거리를 지나는 전자는 전부 콜렉터 영역에 도달하게 된다.
때문에 전류를 계산할 때에 콜렉터 영역을 지나는 전자가 아닌 임계거리 영역을 지나는 전자를 계산하였다. 또한 전기장의 효과 때문에 일정수준 이상의 에너지를 갖지 못하는 전자는 임계거리에 도달하지 못하고 에미터 영역으로 도로 반탄 되는데, 이러한 영향은 MCNP의 에너지 cut-off 기능을 통해 고려하였다.
초기선원 스펙트럼은 핵연료집합체 중성자스펙트럼과 동일하게 적용되며, 에미터 지역은 10개 ring 각각에 대하여 계산하였다. 즉, MCNP 계산은 각 에미터 ring별 중성자 흡수반응률과 중성자속에 대하여 각각 수행되었다.
초기선원 스펙트럼은 핵연료집합체 중성자스펙트럼과 동일하게 적용되며, 에미터 지역은 10개 ring 각각에 대하여 계산하였다. 즉, MCNP 계산은 각 에미터 ring별 중성자 흡수반응률과 중성자속에 대하여 각각 수행되었다.
SPND의 민감도 계산을 위하여 우선 필요한 것은 중성자속 분포이다. 중성자속 분포는 SPND와의 중성자반응을 모사하기 위한 것으로서 표준형원전의 핵연료를 MCNP로 모델링하여 SPND 외부의 중성자속 분포를 Fig. 5와 같이 생산하였다.
또한 민감도 계산에 사용되는 SPND 제원과 공간하전효과 고려를 위한 임계거리 및 최소 탈출에너지(Emin)는 Table 1과 같다. Table 1 자료와 위에서 계산한 SPND 외부의 중성자속 분포를 이용하여 두 SPND 내부 각각에 대한 중성자속 및 흡수반응률을생산하였다. 전산계산을 위한 연속에너지 핵자료는 ENDF/B-VII.
SPND 에미터를 One-region으로 연소시킬 경우, 연소에 따른 자기차폐(self-shielding) 효과를 볼 수 없으므로 실제 결과값과 차이를 보일 수 있다. 따라서, 연소계산에 자기차폐 효과를 고려하기 위하여 흡수반응률 계산에서와 마찬가지로 에미터를 10개의 ring으로 나누어 연소계산을 수행하였다.
Python script는 먼저 MCNP 계산 후 MCNP output에서 흡수반응률과 중성자속 결과를 정리하여 ORIGEN input을 만들고 ring별 ORIGEN 연소계산을 ring 개수만큼 반복 수행한 후, 후속 연소계산 단계에 해당하는 MCNP input을 만들어 준다. 이와 같은 방식으로 MCNP-ORIGEN iteration을 ring 개수만큼 반복 수행하였다.
로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 의한 민감도 평가에 BETA-S, ORIGEN 및 MCNP 전산코드가 사용되었다. ORIGEN 및 BETA-S 코드는 베타붕괴 전자의 스펙트럼 계산과 연소계산에 사용되었으며, MCNP 코드는 중성자속 분포, 흡수반응률, 광자에 의한 전류, 그리고 베타붕괴 전자의 이탈확률 계산에 사용되었다.

데이터처리

ORIGEN/MCNP 연소계산은 Python script를 사용하여 수행하였다. Python script는 먼저 MCNP 계산 후 MCNP output에서 흡수반응률과 중성자속 결과를 정리하여 ORIGEN input을 만들고 ring별 ORIGEN 연소계산을 ring 개수만큼 반복 수행한 후, 후속 연소계산 단계에 해당하는 MCNP input을 만들어 준다.

이론/모형

본 논문은 SPND의 수명평가를 위하여 동일한 제원의 로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 따른 민감도 계산을 수행한 것이다. 연소계산 및 민감도 평가는 BETA-S[2], ORIGEN[3] 및 MCNP[4] 전산코드를 이용하여 수행하였다. SPND의 연소계산은 10년 6개월 동안 수행하였으며, 연소도에 따른 상대민감도 변화를 분석하였다.
는 베타붕괴 전자로부터 나오는 전류이다. 민감도 계산은 BETA-S/ORIGEN/MCNP 전산코드를 이용하여 6단계로 수행하였으며, 요약하면 다음과 같다. 첫째로 절연체 영역에 도달하는 전자들에 의한 공간하전효과(Space Charge Effect)를 고려하기 위하여 임계거리(critical distance) 및 최소 탈출에너지 (minimum cutoff energy, E_min)를 계산한다[6].
에미터 물질이 중성자와 반응으로 인하여 생성되는 핵종의 베타 붕괴로 인하여 방출되는 베타 스펙트럼을 계산하기 위하여 BETA-S 및 ORIGEN 코드가 사용되었다. BETA-S는 ORIGEN과 연계된 코드로, ORIGEN은 물질의 중성자 조사 및 붕괴에 따른 핵종 변화를 계산하고, BETA-S는 핵종의 베타붕괴에 의한 스펙트럼 계산을 수행한다.
본 논문은 로듐과 바나듐 SPND의 중성자 반응으로 인한 연소에 따른 민감도 평가를 수행한 것이다. 로듐 및 바나듐 SPND의 연소에 의한 민감도 평가에 BETA-S, ORIGEN 및 MCNP 전산코드가 사용되었다. ORIGEN 및 BETA-S 코드는 베타붕괴 전자의 스펙트럼 계산과 연소계산에 사용되었으며, MCNP 코드는 중성자속 분포, 흡수반응률, 광자에 의한 전류, 그리고 베타붕괴 전자의 이탈확률 계산에 사용되었다.
에미터 물질의 연소가 진행됨에 따라 에미터 물질의 연소 효과 때문에 SPND의 민감도가 변화한다. 연소 효과를 고려해 주기 위하여 무차원 연소계산을 수행하는 ORIGEN 코드를 사용하으며, 연소계산을 위하여 Table 3의 계산 조건을 사용하였다.핵연료 집합체에는 236개의 핵연료봉 및 5개의 워터홀이 있으며 핵연료집합체 중심에 위치한 워터홀에는 노내계측기가 위치해 있다.

성능/효과

11은 BETA-S 코드를 통해 계산된 각 핵종별 베타붕괴 전자의 생성량을 나타낸다. 연소반응이 진행됨에 따라 ¹⁰⁵Rh에 의해서 생성되는 전자의 양이 증가하였지만 99% 이상의 전자는 ¹⁰⁴Rh의 베타붕괴 반응에 의해서 생성되는 것을 확인할 수 있다.
로듐 SPND의 초기 민감도는 2.26×10-20Amp/ns-cm로 계산되었고 평균 중성자속이 4×1013/cm2-sec인 원자로에서 로듐 SPND의 수명은 약 4년으로 평가되었다.
즉, 바나듐 SPND는 10년 6개월 연소기간 동안 연소에 의한 민감도 변화가 거의 없는 것으로 평가되었으며, 이는 계측신호의 불확실도가 일정하여 신호처리 회로 구성이 용이하다는 장점이 있다. 따라서 상대적으로 수명이 짧은 로듐 SPND를 바나듐 SPND로 변경 운영하면, 원전의 탄력운영이 가능할 뿐만 아니라 작업자 피폭 저감에도 기여할 것이다.
16은 핵종별 베타붕괴 전자의 생성량 및 중성자 조사시간에 따른 바나듐 베타스펙드럼을 나타낸다. 10년 6개월 연소기간 동안 베타붕괴 전자의 양의 변화량은 3%정도로 큰 변화가 없었으며 대부분의 전자는⁵²V의 베타붕괴에 의해 생성되었다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	SPND는 어떻게 구성되는가?	Fig. 1은 SPND의 단면도를 나타내며, SPND는 에미터, 절연체, 콜렉터 세 부분으로 구성된다. SPND로 입사한 중성자가 에미터 영역의 물질과 반응하여 광자 또는 베타붕괴 핵종을 생성하며, 생성된 광자의 물리반응 혹은 베타붕괴 핵종의 베타붕괴를 통해 전자가 생성된다.
	전류를 계산할 때에 콜렉터 영역을 지나는 전자가 아닌 임계거리 영역을 지나는 전자를 계산한 이유는?	공간하전효과는 전자의 탈출확률에 큰 영향을 미치기 때문에 무시할 수 없다. 하지만 본 논문에서 사용한 MCNP 코드는 전기장에 의한 효과를 고려해줄 수 없기 때문에 공간하전 효과를 고려해주기 위하여 임계거리와 최소 탈출에너지 (Emin)라는 개념을 도입하였다. 임계거리를 지나는 전자는 전부 콜렉터 영역에 도달하게 된다. 때문에 전류를 계산할 때에 콜렉터 영역을 지나는 전자가 아닌 임계거리 영역을 지나는 전자를 계산하였다.
	자기출력중성자계측기란?	자기출력중성자계측기(Self-Powered Neutron Detector, SPND)는 원전의 보일러 역할을 하는 원자로의 내부에 장전되는 고정형 노내계측기(Fixed In-core Detector)로서 원자로 출력에 비례하는 중성자속을 측정하는 센서이다[1]. Fig.

참고문헌 (9)

William H. Todt, Sr., "Characteristics of Self-Powered Neutron Detectors used in Power Reactors", Imaging and Sensing Technology Corporation, Horseheads, New York.
Gauld, I. C., and King, S. G. "BETA-S: A Code to Calculate Multigroup Beta Spectra," RC-1564 (COG-93-33-I) 1996.
I. C. Gauld, "ORIGEN-S: Depletion Module to Calculate Neutron Activation, Actinide Transmutation, Fission Product Generation, and Radiation Source Terms," ORNL/TM-2005/39 Version 6.1, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN June 2011.
Goorley, J. T., et al. Initial MCNP6 Release Overview-MCNP6 Version 1.0. LA-UR-13-22935, LANL 2013.
H. Lee, K.H.Cha, et. al., "New Calculation Model for Self-Powered Neutron Detector Based on Monte Carlo Simulation," Journal of Nuclear Science and Technology (2014)
H. D. Warren and N. H. Shah, "Neutron and Gamma-Ray Effects on Self-Powered In-Core Radiation Detectors", Nucl. Sci. Eng., 54, 395, 1974.

상세보기
Katz, L. and Penfold, A.S. Range-energy Relations for Electrons and the Determination of Beta-ray End-point Energies by Absorption. Reviews of Modern Physics, Vol. 24, pp. 28-44, 1952.

상세보기
K.H. Cha and Y.W. Park, "Calculation of Initial Sensitivity for Vanadium Self-Powered Neutron Detector (SPND) using Monte Carlo Method", Journal of Sensor Science and Technology, Vol. 25, No. 3, pp. 229-234, 2016.

원문보기 상세보기
The B&W Company: Rhodium In-Core Detector Sensitivity Depletion, Cycles 2-6", EPRI NP-3814, (1984)

저자의 다른 논문 :

표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

내보내기 구분	파일저장 인쇄 메일전송
구성항목	기본정보 상세정보 관리번호, 논문명, 저널/프로시딩명, 저자 , 발행년, 권, 호, 시작페이지, 끝페이지, 발행기관 관리번호, 논문명, 대등논문명, 저자 , 저널/프로시딩명, 발행기관, 발행년, 발행언어, 권, 호, 시작페이지, 끝페이지, ISBN, ISSN, 주제분야, 키워드, 초록(한글), 초록(영문), 저자(소속기관)
저장형식	Text(ASCII format) Excel format RefWorks Direct Export RIS format (for Reference Manager, ProCite, EndNote), Scholar's Aids, Mendeley
메일정보	받는사람 (필수) @ 보내는사람 (선택) @ 제목 내용 KISTI 검색결과 이메일 서비스
안내	총 건의 자료가 검색되었습니다. 다운받으실 자료의 인덱스를 입력하세요. (1-10,000) 검색결과의 순서대로 최대 10,000건 까지 다운로드가 가능합니다. 데이타가 많을 경우 속도가 느려질 수 있습니다.(최대 2~3분 소요) 다운로드 파일은 UTF-8 형태로 저장됩니다. 파일의 내용이 제대로 보이지 않을실 때는 웹브라우저 상단의 보기 -> 인코딩 -> 자동선택 여부를 확인하십시오. ~ Text(ASCII format) Excel format

연합인증