[논문]원전 내 사용후핵연료 연소도 측정을 위한 중성자 검출기의 성능 평가 연구

박혜민; 김태영; 이인호; 장대헌; 송양수; 이운장; 함철민

doi:10.23042/radin.2023.17.3.293

[국내논문] 원전 내 사용후핵연료 연소도 측정을 위한 중성자 검출기의 성능 평가 연구
A Study on Performance Characteristics of Neutron Detector to Measure the Burnup Profile of Spent Fuel in NPP 원문보기

방사선산업학회지= Journal of radiation industry, v.17 no.3, 2023년, pp.293 - 297

박혜민 ((주)오리온이엔씨) , 김태영 ((주)오리온이엔씨) , 이인호 ((주)오리온이엔씨) , 장대헌 ((주)오리온이엔씨) , 송양수 ((주)오리온이엔씨) , 이운장 ((주)오리온이엔씨) , 함철민 (기초과학연구원 중이온가속기연구소)

Abstract ▼ AI-Helper

The burnup profile of spent fuel should be determined accurately for the safety storage of spent fuel. In this study, a neutron detection system was developed as a part of basic research to analyze the burnup profile of spent fuel, and a performance was evaluated using a radiation source. The prototype of the neutron detection system was based on a 3He proportional chamber. The 3He proportional chamber is often used for neutron measurement and analysis because of its high neutron detection efficiency and simplicity for gamma ray rejection. For quantitative evaluation, tests were conducted using calibrated 252Cf and 137Cs sources. In the performance evaluation, a field applicability was verified by analyzing the detection characteristics according to the nuclide.

Keyword

표/그림 (10)

그림 Fig. 1. ³He-2528 chamber.
그림 Fig. 2. Schematic diagram of system for neutron measurement.
그림 Fig. 3. ³He chamber and ²⁵²Cf calibration source.
그림 Fig. 4. Energy spectrum of ²⁵²Cf measured with ³He detector.
그림 Fig. 5. ³He chamber, moderator and ²⁵²Cf calibration source.
표 Table 1. Nuclide information of ²⁴⁴Cm and ²⁵²Cf
그림 Fig. 9. Energy spectra of ²⁵²Cf, 137Cs measured with ³He chamber.
그림 Fig. 6. Energy spectra of ²⁵²Cf measured with ³He chamber according to thickness (~7 cm) of moderator.
그림 Fig. 7. Neutron counts of ²⁵²Cf measured with ³He chamber according to thickness of moderator.
그림 Fig. 8. 3He chamber, moderator, ²⁵²Cf and ¹³⁷Cs calibration sources.

참고문헌 (6)

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