[논문]몬테카를로 전산해석을 이용한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자 계산

이규영; 강보선

doi:10.7742/jksr.2020.14.5.503

초록
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콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

Abstract ▼ AI-Helper

Concrete is one of the most widely used materials as the shielding structures of a nuclear facilities. It is also the most generated radioactive waste in quantity while dismantling facilities. Since the concrete captures neutrons and generates various radionuclides, radiation measurement and analysi...

Concrete is one of the most widely used materials as the shielding structures of a nuclear facilities. It is also the most generated radioactive waste in quantity while dismantling facilities. Since the concrete captures neutrons and generates various radionuclides, radiation measurement and analysis of the sample was fulfilled prior to dismantle facilities. An HPGe detector is used in general for the radiation measurement, and effective correction factors such as geometrical correction factor, self-absorption correction, and absolute detector efficiency have to be applied to the measured data to decide exact radioactivity of the sample. Correction factors are obtained by measuring data using a standard source with the same geometry and chemical states as the sample under the same measurement conditions. However, it is very difficult to prepare standard concrete sources because concrete is limited in pretreatment due to various constituent materials and high density. In addition, the concrete sample obtained by core drill is a volumetric source, which requires geometric correction for sample diameter and self absorption correction for sample density. Therefore in recent years, many researchers are working on the calculation of effective correction factors using Monte carlo simulation instead of measuring them using a standard source. In this study we calculated, using Geant4, one of the Monte carlo codes, the correction factors for the various diameter and density of the concrete core sample at the gamma ray energy emitted from the nuclides 152Eu and 60Co, which are the most generated in radioactive concrete.

주제어

표/그림 (9)

그림 Fig. 1. Real model and simulated HPGe detector.
표 Table 1. The specification of the simulated HPGe detector
그림 Fig. 2. Energy spectra of Cs-137 and Co-60.
표 Table 2. Counts by experimental measurements
표 Table 3. Counts by Geant4 simulation
표 Table 4. Geometrical correction factors(Ω)
표 Table 5. Self-Absorption correction factors. (C_s) - Diameter 30 mm concrete
표 Table 6. Self-Absorption correction factors. (C_s) - Diameter 40 mm concrete
그림 Table 7. Self-Absorption correction factors. (C_s) - Diameter 50 mm concrete

AI 본문요약
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문제 정의

본 연구에서는 Monte Carlo simulation toolkit인 Geant4를 이용하여 HPGe 검출기에 대한 방사화 콘크리트 시료의 밀도에 따른 자가흡수 보정인자 및 직경에 따른 기하학적 보정인자 계산을 위한 시뮬레이션을 수행하였다.

가설 설정

을 전산해석을 통해 계산하였다. 콘크리트 시료는 시료채취에 사용하는 core drill에 따라 다양한 직경의 원판/원통형으로 채취된다.

제안 방법

Monte Carlo simulation을 이용하여 시료의 가공이나 표준선원을 제작하지 않아도 콘크리트 코어 시료의 HPGe detector에 대한 계수효율과 보정인자를 계산할 수 있었다. 방사화 콘크리트에서 주로 방출되는⁶⁰Co, ¹⁵²Eu에서 방출되는 감마선 에너지에 대해 콘크리트 코어 시료의 직경과 밀도에 따른 기하학적 보정인자 및 자가흡수 보정인자를 각각 계산하였다.
본 연구에서는 방사화 콘크리트에서 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰C에서 방출되는 감마선 에너지에 대해 선원의 크기를 직경 30, 40, 50 mm의 10 mm 간격으로 변화시키면서 선원크기의 변화에 따른 기하학적 보정인자를 계산하였고, 콘크리트 시료의 밀도를 2.1 g/cm³부터 3.3 g/cm³ 까지 0.4 g/cm³ 간격으로 변화시키면서 각각의 시료 밀도에 대한 자가흡수 보정인자를 계산하였다. 콘크리트 시료 모델링에 사용된 구성 물질은 NIST (National Institute of Standards and Technology) database를 참고하였으며,^[12] event 수는 통계적 오차를 줄이기 위해 가능한 많은 계산을 하는 것이 좋으나 컴퓨터의 계산시간을 고려하여 10⁹으로 설정하였다.

대상 데이터

교정선원 측정 시에는 전산 해석에서 모델링한 바와 동일하게 Disc source의 중심과 검출기 입사면의 중심을 직선상에 배치한 후 15 cm 거리에서 각각 24시간씩 측정하였다. 측정에 사용된 ⁶⁰Co, ¹³⁷Cs 교정선원의 방사능은 1 μCi와 5μCi 이며 각각 12년 4월과 3월에 제조된 것으로 방사성붕괴에 의해 감소된 현재 방사능을 구하여 보정인자를 계산에 사용하였다.

데이터처리

Monte Carlo simulation을 이용하여 시료의 가공이나 표준선원을 제작하지 않아도 콘크리트 코어 시료의 HPGe detector에 대한 계수효율과 보정인자를 계산할 수 있었다. 방사화 콘크리트에서 주로 방출되는⁶⁰Co, ¹⁵²Eu에서 방출되는 감마선 에너지에 대해 콘크리트 코어 시료의 직경과 밀도에 따른 기하학적 보정인자 및 자가흡수 보정인자를 각각 계산하였다.
모델링한 검출기의 신뢰도를 검증한 뒤 방사화된 콘크리트 시료에서 주로 생성되는 방사성 핵종에 대한 검출기 고유효율 ε_int을 전산해석을 통해 계산하였다. 콘크리트 시료는 시료채취에 사용하는 core drill에 따라 다양한 직경의 원판/원통형으로 채취된다.
시료 직경에 따른 순수한 기하학적 보정계수를 전산모사하기 위해 점선원과 진공선원의 전에너지 피크의 순계수를 비교하였다. 선원의 직경을 제외한 모든 조건은 동일하게 설정하고 선원의 직경을 변화시키면서 전산모사하였다.
중, 저 에너지의 물리적인 상호작용을 위한“QGSP_BERT” 물리모델을 사용하였으며 모델링한 검출기를 이용한 전산해석결과에 대한 신뢰도를 확보하기 위하여 전산해석 결과와 교정선원(대표적 감마선 방출 핵종인 ⁶⁰Co과 ¹³⁷Cs)에 대한 측정치를 비교검토 하였다. 교정선원 측정 시에는 전산 해석에서 모델링한 바와 동일하게 Disc source의 중심과 검출기 입사면의 중심을 직선상에 배치한 후 15 cm 거리에서 각각 24시간씩 측정하였다.

이론/모형

전산해석법을 이용하여 기하학적 보정계수 및 자가흡수 보정계수를 계산하기위해 진공선원을 모델링하였다. 진공선원이란 시료와 동일한 기하학적 형상을 가지면서 진공으로 정의되고 방사성 동위원소가 균일하게 분포하는 공간을 말한다.

성능/효과

콘크리트 시료에서 에너지에 따라 직경 30 mm 콘크리트에서 최소 9 %에서 최대 30 %의 자가흡수가 발생되었다. 50 mm 콘크리트에서는 최소 10 %에서 최대 35 %의 자가흡수가 발생되는 것으로 나타났다.

후속연구

본 연구에서는 ⁶⁰Co와 ¹³⁷Cs만을 이용하여 전산모사 결과를 검증하였지만 실제의 경우 더 다양한 방사성 핵종이 존재하며, 자가흡수 보정계수는 저에너지 방사성 핵종에서 더 민감하므로 보다 더 넓은 범위의 에너지에 대한 계산이 필요하다.
향후 시료의 두께가 자가흡수 보정인자에 미치는 영향 및 선원과 검출기 사이의 거리와 선원 크기의 상보적 영향이 자가흡수 보정인자에 미치는 영향에 대해 추가적인 연구를 보완한다면, 본 연구에서 Geant4를 이용하여 계산된 콘크리트 시료의 밀도별 크기별 자가흡수 보정인자는 HPGe 검출기로 콘크리트 시료의 방사능을 측정할 때 정확한 방사능 계산을 위해 유용하게 사용될 수 있을 것이다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	원자력 시설 해체 전 콘크리트의 방사능 측정 및 평가를 수행을 위해 무엇을 주로 사용하는가?	콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다.
	직접측정법은 무엇인가?	보정인자 도출을 위해서는 측정하고자 하는 시료와 같은 물질로서 다양한 형태와 밀도를 갖는 표준시료를 이용하여 측정치를 비교해서 도출하는“직접측정법”과, Monte Carlo simulation을 이용하는“전산해석법”이 고려될 수 있다. 시료를 직접 측정하는 직접측정법의 경우 표준시료 제작에 비용과 시간이 많이 필요하며 정밀한 측정을 위한 장비와 실험 환경이 필요하다.
	Geant4은 무엇인가?	Geant4 (Geometry And Tracking)는 입자가 물질을 통과할 때 발생하는 물리적 상호작용의 전사모사가 가능한 C++ 기반의 Monte Carlo 전산해석을 위한 tool-kit이다. 모델링한 검출기는 ORTEC사의 GEM10P4-70 모델이며 제원은 Table 1과 같다.

참고문헌 (12)

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