감마선 영상화 장치에서 감마선을 탐지하는 검출부는 선원을 바라보는 Collimator와 Collimator 이외의 방향에서 입사되는 감마선을 차폐하기 위한 차폐체로 구성되며 검출센서는 해당 차폐체 내부에 위치하게 된다. 감마선에 대한 분포는 Collimator의 입사구를 통해 들어오는 신호와 검출부가 바라보는 방향에 대한 정보를 통해 분포를 나타낼 수 있다. 때문에 입사구에서 들어오는 신호 외에는 잡음으로 처리해야 하므로 차폐체의 역할이 중요하다. 본 논문에서는 상용 감마선 탐지장치의 보다 축소된 납 기반의 콜리메이터 및 차폐체에 대하여 구조와 물성을 변경하여 소형, 경량화 된 Collimator 및 차폐체를 제작하였다. 또한 감마선 조사시험시설을 이용하여 감마선 입사구의 측정된 신호값을 기준으로 차폐 효율을 분석하였다. 분석결과 제작된 Collimator 및 차폐체가 영상화 장치구현를 구현하는데 보다 효율적임을 확인하였다.
본 논문에서는 감마선원 영상화를 위한 감마선 탐지장치에 적용할 차폐체의 경량, 소형화 연구를 수행하였다. 선행 연구를 통해 상용 감마선 영상화 장치의 차폐체와 유사한 차폐효율 및 성능을 나타내는 납 기반의 차폐체를 구현하였으며, 본 논문에서는 납 기반의 차폐체보다 경량화, 소형화를 위해 텅스텐기반의 차폐체를 설계하였다. 차폐체 설계를 위해서 MCNP 전산모사를 수행하였으며, 그 결과 17%의 경량화 및 51%의 체적을 줄이는 결과를 얻었다.
본 논문에서는 감마선원 영상화를 위한 감마선 탐지장치에 적용할 차폐체의 구조 변경에 대한 연구를 수행하였다. 선행 연구를 통해 상용 감마선 영상화 장치의 차폐체와 차폐효율은 유사하지만 경량화 그리고 무게중심을 이동시킨 차폐체를 구현하였다. 본 논문에서는 모션 제어장치의 효율적인 동작을 위해 차폐체를 변경하였다. 차폐체 설계를 위해서 MCNP 전산모사를 수행하였으며, 그 결과 약 15%의 경량화 및 무게중심을 차폐체 중심으로 이동시키는 결과를 얻었다.
감마선을 방출(放出)하는 방사성발기물(放射性發棄物)드럼 5292개($42{\times}42{\times}3$) 저장시설(貯藏施設)의 적정(適正) 콘크리트 차폐체(遮蔽體) 두께를 산출(算出)하였다. 발기물(發棄物)이 여러가지 종류(種類)의 방사성원소(放射性元素)로 구성(構成)되어 있다고 할때 평균(平均)한 감마선 에너지와 개개(個個) 감마선 에너지에 대하여 계산(計算)한 결과(結果)를 서로 비교(比較)하였다. 그 결과(結果) 적정차폐체(適正遮蔽體)의 두께는 50cm 정도(程度)로 판명(判明)되었다. 그런데 평균(平均) 감마선 에너지에 근거(根據)하여 계산(計算)한 선량치(線量値)는 개개(個個) 감마선 에너지에 대한 값보다 동일(同一)두께의 차폐체(遮蔽體)에 대해서 훨씬 적었다.
국내 가압경수로형 원전 계획예방정비기간에 수행되는 주요 방사선작업에 대한 감마선 에너지 분포를 측정하였다. 고방사선구역 작업시 종사자가 착용하는 대표적인 납 차폐복에 대하여 감마선 에너지 분포에 따른 차폐효과를 평가하기 위해 전산모사 방법을 이용하였다. 전산모사는 MIRD형 인체모형에 추가적으로 납 차폐복을 모델링하고 측정된 감마선 에너지 정보를 이용하여 수행하였다. 주요 방사선작업의 평균 감마선 에너지는 일반적으로 방사선방호 과정에서 적용되는 기준 방사선에너지 보다 낮은 것으로 평가되었다. 방사선 방호 목적을 달성하기 위한 효율적인 납 차폐복 착용을 위해 방사선작업 지역의 방사선에너지 분포평가의 필요성을 확인하였다.
국내에서 산출되는 각종 광물골재를 사용하여 방사선 차폐용 중차폐 콩크리트를 제조하고 감마선에 대한 차폐 효과를 실험한 결과 최적하다고 판단된 자철광 중차폐 콩크리트를 대상으로 60Co 감마선의 Broad beam을 사용하여 방사선 차폐 효과를 측정하였다. 본 실험을 통하여 실험적으로 차폐체내의 방사선의 감쇄곡선으로부터 차폐 체 두께의 변화에 따르는 방사선 투과율과의 상호관계에 관한 수식을 다음과 같이 유도해냈다. I (x) = I (ο) exp(-$\mu$X) exp(1.03$\times$$10^{-1}$X-3.38$\times$$10^{-3}$X$^2$+5.29$\times$$10^{-5}$X$^3$) X< 20 cm 때, I (x) =I (ο) exp(-$\mu$X) exp(4.66$\times$$10^{-2}$ X+2.12$\times$$10^{-1}$) X>20 cm 때. 이와같이 얻은 결과식에서 오른쪽 첫번째항은 최초 감마선의 감쇄를 표시하고 그 다음항은 차폐체 내에서의 감마선 재생계수를 나타낸다. 이 실험에 첨가하여 차폐체의 실제 설계에 입각한 입방형 자철광 구조체 (두께 8 cm, 내부공간 40$\times$40$\times$40cm)에 대한 차폐효과를 측정한 결과 평판 차폐체를 사용할 때 보다 투과 방사선이 증가됨을 알았다.
보다 정확한 우라늄 농축도 분석은 핵물질 관리를 위하여 중요하다. 본 연구에서는 감마선을 이용한 우라늄 농축도 분석에서 시료와 검출기 사이에 차폐체가 있는 경우와 측정시간 변화에 따른 분석결과에 대한 정확성 평가 및 오차분석을 수행하였다. 우라늄 농축도를 분석하기 위하여 FRAM (Fixed energy Response function Analysis with Multiple efficiencies)을 이용하였다. FRAM에 의한 분석결과의 정확성은 화학 분석 결과와의 비교를 통해 평가되었다. 연구결과 선원과 검출기사이에 차폐체가 존재할 경우 차폐체의 두께변화에 따른 감마선의 세기는 지수함수 형태로 감소하며 감마선에너지 피이크의 반치폭 (FWHM : Full Width at Half Maximum)은 차폐체의 두께에 영향을 거의 받지 않는 것을 보였다. 따라서 시료와 검출기 사이에 차폐체가 있는 경우의 우라늄 농축도 분석에서 FRAM을 이용한 감마선분광 분석은 유용하게 활용될 수 있다. 본 연구 결과는 차폐체 안에 우라늄이 있는 경우 핵물질 분석에 기여할 수 있을 것이 기대된다.
ENDF/B-VI 핵단면적자료를 기초로 생성된 BUGLE93$^{[1]}$ 라이브러리를 이용하여 울진 3.4호기 원자로 주변의 콘크리트 일차차폐벽에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 중성자 및 감마선 수송계산은 일차원 각분할 해석코드인 ANISN-ORNL$^{[2]}$ 을 이용하였다. 또한, 기존의 영광 3.4호기 설계에 이용하였던 CASK$^{[3]}$ 라이브러리를 대체할 경우 예상되는 차폐효과의 변화를 평가하기 위하여 노심으로부터 일차차폐벽 사이의 모든 매질에 대한 중성자 및 감마선속을 계산하고. 계산결과를 비교.분석하여 제시하였다. 중성자선속에 대한 분석결과, BUGLE93을 이용한 계산결과는 원자로용기 내부에서는 CASK를 이용한 결과보다 적은, 보다 현실적인 결과를 제공하지만 일차차폐벽내에서는 CASK를 이용한 결과보다 오히려 큰 선속을 보였다. 그러나 이차감마선에 의한 분석결과는 원자로용기 내부에서의 큰 차이에도 불구하고 일차차폐벽을 통과하면서 두결과가 거의 일치하였다. 이것은 BUGLE93 라이브러리가 노심 및 철성분에 대해서는 증가된 핵단면적을 제공하지만 콘크리트 성분에 대한 핵단면적은 오히려 감소하였기 때문이다. 결론적으로. 최소 7피트 두께의 일차차폐벽 외부에서 중성자선속은 감마선속에 비하여 무시할 수 있을 정도이므로. 원자로 내부영역에서 CASK 라이브러리와는 다른 결과를 보이는 BUGLE93 라이브러리를 원자로 일차차폐벽의 방사선차폐해석에 사용할 경우 기존의 CASK 라이브러리를 이용한 해석결과와 동일한 결과를 보이는 것으로 평가되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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