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MCNP-5 코드를 사용하여 NNRI 241Am-Be 중성자선원 조사시설의 재설계

전문가 제언: ○ 중성자선원으로서 방사성동위원소 241Am-Be과 252Cf은 매우 안정적 중성자선속을 제공한다. 특히, 반감기 T1/2 = 2.642y의 252Cf는 세계적으로 국가표준기급의 황산망간(MnSO4?H2O)용액조 장치를 사용하여 중성자방출률을 절대측정할 수 있다. 그러나 보건물리학적 방사선방호 차원에서 241Am-Be과 252Cf를 운송할 때, DOE Type A의 운송수단(차폐 Cask 모델 JC258)을 사용해야 한다. 그러나 방사성물질의 운반물의 외부표면에서 최대방사선량률의 제한치는 2mSv/h이고 Cask 표면으로부터 1m 거리에서 0.1mSv/h이다.

○ 중성자측정 표준의 국가소급성(national traceability)을 유지하기 위하여 국내에서는 한국표준과학연구원에 소장된 특정의 241Am-Be 기준선원(reference source)에 대한 상대측정법을 도입한다. 중성자선원조사시설에서 방사선방호문제와 관련하여 인체의 흡수선량 D에 대하여 등가선량 HT = D?wR이고 유효선량 HE = ΣHT?wT = ΣD?wR?wT이다. 여기서, SI 단위로서 D는 그레이(Gray: Gy)이고 HT 및 HE는 시버트(Sievert: Sv)이다. 무차원의 wR과 wT는 각각 방사선가중치와 인체의 조직가중치이다. 특히, 조직가중치 ΣwT = 1이어야 한다.

○ MCNP는 중성자, 광자 또는 전자수송에 사용되는 일반적 목적의 수송코드로서 기하학적 셀(cell)에서 물질의 임의적 3차원 공간배열을 취급한다. 특히, 중성자에 대하여 특유의 단면적 평가(ENDF/B-VI)에서 모든 반응들이 해명된다. 본문에서 SD 카드는 조사장소의 tally를 분담하는 새로운 체적을 입력하기 위하여 사용될 수 있다. 특히, SDEF 카드는 각종 방사선원의 시뮬레이션에서 사용된다. 관심대상이 되는 tally관련 전문적 사안은 LANL에서 개발된 "MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Code, Version 5" Vol. I(UC, 2003)에서 참조될 수 있다.

○ 국내에서 방사성중성자 선원들에 대한 응용연구는 다양하게 수행된 바 있다. 그들 중, 241Am-Be의 중성자방출률 상대측정 연구와 241Am-Be를 이용한 3He와 6Li 중성자분광계 연구는 좋은 실례이다. 특히, 252Cf는 국가적 차원에서 플라스틱 지뢰 탐지?발굴을 위한 현실적 연구?개발 사업에 도입될 수 있다고 제안한다.

저자: K. Tuffour-Achampong et al.
자료유형: 학술정보