[논문 리뷰] Evaluation of the in-situ Performance of Neutron Detectors based on EJ-426 Scintillator Screens for Spent Fuel Characterization

H. Perrey, Linus Ros외 4명|arXiv (Cornell University)|2021. 07. 02.

Radiation Detection and Scintillator Technologies참고 문헌 11인용 수 4

한 줄 요약

이 연구는 스웨덴의 CLAB에서 고갈된 원자력 연료 주변의 과도한 혼합장 방사선 환경에서 EJ-426闪烁체 기반 중성자 검출기와 하마마츠 PMT를 사용하여 현장에서의 성능을 평가한다. 8개월 동안 검출기는 35 kGy의 선량을 축적하였으며, PMT 창의 갈변과 감도 손실로 인해 중성자 탐지 효율이 약 30% 감소하였다. 이는 고전압을 증가시킴으로써 부분적으로 보완되었으며, 향후 봉입 시설에서 장기적인 비파괴적 고갈 연료 특성 분석에의 가능성을 입증한다.

ABSTRACT

The reliable detection of neutrons in a harsh gamma-ray environment is an important aspect of establishing non-destructive methods for the characterization of spent nuclear fuel. In this study, we present results from extended in-situ monitoring of detector systems consisting of commercially available components: EJ-426, a $^6$Li-enriched solid-state scintillator material sensitive to thermal neutrons, and two different types of Hamamatsu photomultiplier tubes (PMT). Over the period of eight months, these detectors were operated in close vicinity to spent nuclear fuel stored at the interim storage facility CLAB, Oskarshamn, Sweden. At the measurement position the detectors were continuously exposed to an estimated neutron flux of approx. 280 n/s $\cdot$ cm$^2$ and a gamma-ray dose rate of approx. 6 Sv/h. Using offline software algorithms, neutron pulses were identified in the data. Over the entire investigated dose range of up to 35 kGr, the detector systems were functioning and were delivering detectable neutron signals. Their performance as measured by the number of identified neutrons degrades down to about 30% of the initial value. Investigations of the irradiated components suggest that this degradation is a result of reduced optical transparency of the involved materials as well as a reduction of PMT gain due to the continuous high currents. Increasing the gain of the PMT through step-ups of the applied high voltage allowed to partially compensate for this loss in detection sensitivity. The integrated neutron fluence during the measurement was experimentally verified to be in the order of $5 \cdot 10^9$ n/cm$^2$. The results were interpreted with the help of MCNP6.2 simulations of the setup and the neutron flux.

연구 동기 및 목표

• 실제 고갈 연료 저장 환경에서 상용 EJ-426闪烁체 기반 중성자 검출기의 장기적 방사선 내성 평가를 목적으로 한다.
• 높은 감마선 선량률(~6 Sv/h)과 중성자 플럭스(~280 n/s cm²) 조건에서 중성자 탐지 성능 저하 평가를 목적으로 한다.
• 혼합장 방사선에서의闪烁체와 PMT의 고장 메커니즘을 구분하는 것을 목적으로 한다.
• 향후 봉입 시설에서 장기적인 현장에서의 고갈 연료 특성 분석을 위한 비-3He 중성자 검출기의 실현 가능성 검증을 목적으로 한다.

제안 방법

• CLAB의 고갈 연료 근처에 EJ-426闪烁체 스크린을 두 가지 유형의 하마마츠 PMT(silica 및 보로실리케이트 유리)와 결합하여 설치하였다.
• 고선량 혼합장 조건(감마: ~6 Sv/h, 중성자: ~280 n/s cm²)에서 8개월간 연속적인 현장 모니터링을 수행하였다.
• 펄스 형상과 진폭을 기반으로 중성자 펄스를 식별하고 특성화하기 위해 오프라인 소프트웨어 알고리즘을 사용하였다.
• 성분에 대한 사후 조사로 광학 투과도 측정 및 PMT 감도 테스트를 수행하였다.
• 방사선 조사 전후로 Am/Be 원천을 이용한 제어 측정을 수행하여 신호 진폭 분포를 비교하였다.
• 실험 설정의 MCNP6.2 시뮬레이션을 통해 통합된 중성자 플럭스를 검증하였다.

실험 결과

연구 질문

• RQ1 장기간 혼합장 방사선 환경(gamma 및 중성자)에 노출될 경우 EJ-426闪烁체 기반 검출기의 중성자 탐지 효율은 어떻게 영향을 받는가?
• RQ2 최대 35 kGy의 고선량 감마선 조사 조건에서 EJ-426闪烁체와 PMT의 주요 고장 메커니즘은 무엇인가?
• RQ3 PMT에 가해진 고전압 조절을 통해 중성자 검출기의 성능 저하를 완화할 수 있는가?
• RQ4 방사선 조사 후 상온 투과도와 PMT 창 재료의 투과도는 얼마나 떨어지며, 이는 신호 진폭에 어떤 영향을 미치는가?
• RQ5 고배경, 고선량 환경이 지배적인 고갈 연료 봉입 시설에서 검출기 시스템은 장기간에 걸쳐 신뢰할 수 있는 중성자 탐지 기능을 유지할 수 있는가?

주요 결과

• 실리카 유리 PMT를 사용한 EJ-426/QRZ 검출기는 35 kGy 선량 후 중성자 탐지 효율이 30% 감소하였으며, 주로 고안전 전류로 인한 PMT 감도 손실 때문이었다.
• 보로실리케이트 유리 PMT를 사용한 EJ-426/BSG 검출기는 창의 갈변과 감도 손실로 인해 더 심각한 고장을 보였다.
• PMT에 가해진 고전압을 증가시킴으로써 감도 복원이 부분적으로 이루어졌으며, 특히 EJ-426/BSG 구성에서 두드러졌다.
• 방사선 조사된 EJ-426闪烁체의 광학 투과도는 변색으로 인해 감소하여 빛 수집 및 신호 진폭이 감소하였다.
• 통합된 중성자 플럭스는 실험적으로 약 5 × 10⁹ n cm⁻²로 확인되었으며, MCNP6.2 시뮬레이션과 일치하였다.
• 원격 운영을 위한 USB 휴대용 드라이브를 통해 시스템은 95% 이상의 가동률을 달성하였으며, 자율 장기 배치에 대한 내구성을 입증하였다.