자동화 된 격자 기반 R2S 접근법을 사용한 거대 방사선 시설의 잔류방사선량 분석에 관한 연구

Abstract

In giant radiation facilities, lots of neutrons can be produced by nuclear reactions, which produce unstable nuclides emitting gamma rays in various components of fission and fusion energy systems. So, estimation of residual dose rates in such facilities is very important to check if the dose rates are below the radiational safety limits. Generally, two computational analysis schemes of the cell-based Rigorous-2-Step (R2S) method and the Direct-1-Step (D1S) method have been used widely in evaluating the residual dose rates. These previous methods have several notable problems in residual dose rate calculations. Representatively, the cell-based R2S method has low computational efficiency due to spatial resolution issues, and the D1S method cannot directly calculate the induced activity, and at least once R2S calculation is required for the D1S calculation. In this study, an automated mesh-based R2S approach to improve computational calculation efficiency and accuracy is introduced to analyze residual dose rates in giant radiation facilities. This proposed approach using coupled with the particle transport code MCNP5 and the activation inventory code FISPACT was developed for the first time in Korea to improve the computational efficiency and accuracy of the residual dose rate calculations of giant radiation facilities. The main characteristics of the automated mesh-based R2S approach are summarized as follows: i) A coarse mesh-tally for total neutron flux is applied to the 1st step in the R2S process separately from the spectrum calculation for the fine meshes. ii) A ray-tracing method using PTRAC and the void option in MCNP is applied to obtain material-wise information by fine meshes. iii) Delayed gamma source is effectively implemented without any code MCNP modification.

This automated mesh-based R2S approach is applied to several problems to verify the applicability of this approach. From the several verification calculation problems, it is shown that the automated mesh-based R2S more accurately estimates the residual dose rates than the cell-based R2S method due to its higher spatial resolution both in the neutron flux tallies and gamma sources. Furthermore, it is shown that the calculation efficiency of the automated mesh-based R2S method is considerably improved compared to the cell-based R2S in terms of FOM. |거대방사선발생시설에서는 핵반응에 의해 많은 중성자가 발생되어 핵분열 및 핵융합 시스템의 다양한 구성 요소에서 감마선을 방출하는 불안정한 핵종을 생성할 수 있다. 따라서 이러한 시설의 잔류 방사선량률의 추정은 방사선량률이 방사선 안전 제한치 미만인지 확인하는데 매우 중요하다. 일반적으로 셀 기반 R2S (Rigorous-2-Step) 방법과 D1S (Direct-1-Step) 방법의 두 가지 계산 분석 기법이 잔류방사선량률을 평가하는데 널리 사용되고 있다. 이러한 이전의 방법들은 잔류방사선량률 계산에 있어 몇 가지 주목할만한 문제점이 있다. 대표적으로 셀 기반 R2S 방법은 낮은 공간분해능 문제로 인해 계산 효율이 낮고 D1S 방법은 중성자에 의한 유도방사능을 직접 계산할 수 없어 D1S 계산을 위해서는 적어도 한 번 이상의 R2S 계산이 필요하다. 본 연구에서는 거대방사선발생시설의 잔류방사선량률을 분석하기 위해 계산 효율성과 정확성을 개선하기 위한 자동화 된 격자 기반 R2S 접근법을 도입한다. 입자수송코드인 MCNP5와 방사화 재고량 평가 코드인 FISPACT를 결합하여 사용하는 제안된 접근법은 거대방사선시설의 잔류방사선량률 계산의 계산 효율성과 정확성을 향상시키기 위해 개발하였다. 자동화된 격자 기반 R2S 접근법의 주요 특징은 다음과 같이 요약된다:

i) 총 중성자속을 얻기 위한 Coarse 격자 계산은 Fine 격자를 통한 중성자 스펙트럼 계산과 별도로 R2S 계산 절차의 1단계에 적용되었다. ii) Fine 격자에 포함된 재료 별 정보를 얻기 위해 MCNP의 PTRAC 기능을 사용한 Ray-tracing 방법과 void 옵션이 적용되었다. iii) 지발 감마 선원은 MCNP 코드의 수정없이 효과적으로 구현되었다.

제안된 자동화 된 격자 기반 R2S 접근법의 적용 가능성을 확인하기 위해 여러 문제에 적용하였다. 여러 검증 계산 문제에서 자동화 된 격자 기반 R2S가 중성자 및 감마 수송 계산 모두에서 더 높은 공간해상도로 인해 셀 기반 R2S 방법보다 잔류방사선량률을 더 정확하게 추정하는 것으로 나타났다. 또한, 자동화 된 격자 기반 R2S 접근법의 계산 효율은 FOM 계산을 통해 셀 기반 R2S에 비해 상당히 개선 된 것으로 나타났다.