[논문 리뷰] Neutronic Analysis of a Nuclear-Chicago NH3 Neutron Howitzer

Ahmet Ilker Topuz, İskender Atilla Reyhancan|arXiv (Cornell University)|2018. 06. 08.

Nuclear Physics and Applications참고 문헌 16인용 수 5

한 줄 요약

이 연구는 MCNP5 몽테카를로 시뮬레이션을 사용하여 5-Ci 239Pu-Be 원천을 갖춘 Nuclear-Chicago NH3 중성자 총에 대한 세밀한 중성자학적 분석을 수행한다. 수평 조사 채널 내 중성자율 분포를 특성화하여, 펌프글라스 바를 통과할 때 열중성자 및 빠른 중성자율이 뚜렷하게 나타나며, 10cm 거리에서 약 1000배 감쇠됨을 보여주어 에너지 스펙트럼 전반에서 다양한 중성자 활성화 분석이 가능하다.

ABSTRACT

Neutron howitzers are the irradiation instruments, generally used for the chemical analysis in the research laboratories, where the neutron sources are encapsulated within a moderating medium and the target materials are irradiated at the channels inserted through the corresponding neutron sources. In this study, we employ Monte Carlo simulations by using the MCNP5 code in order to perform the neutronic analysis of a Nuclear-Chicago NH3 neutron howitzer with a 5-Ci 239Pu-Be neutron source. This neutron howitzer is a cylindrical drum that is covered by aluminum at the level of outermost layer, and the cylindrical body is installed with paraffin for the neutron moderation. The drum consists of two vertical and two horizontal irradiation channels and a vertical source channel in which the 5-Ci 239Pu-Be neutron source is located and moved upward or downward by the aid of a plexiglass rod. We focus our study on the two horizontal irradiation channels, separated by an angle of 120o, which are installed with a cylindrical plexiglass bar. We construct our geometry by respecting the dimensional properties of the NH3 howitzer components and we define a biased cylindrical source of 1.02 in.x 4.425 in. by taking into account the neutron energy spectrum and source strength of the 5-Ci 239Pu-Be neutron source. We determine the neutron flux within the plexiglass bar for various energy bins in the energy range between 0 and 10.5 MeV, and also, we investigate the axial variation of the neutron flux along the plexiglass region in the horizontal irradiation channels. Our simulation results show that a significant number of thermal neutrons as well as a non-negligible population of fast neutrons propagate through the plexiglass bar, thereby demonstrating the opportunity to product from a wide range of energy spectrum for the neutron activation analysis.

연구 동기 및 목표

• 중성자 활성화 분석에 활용하기 위해 Nuclear-Chicago NH3 중성자 총의 수평 조사 채널 내 중성자율 분포를 평가하기 위해.
• 수평 빔 포트의 펌프글라스 바를 따라 중성자율의 축 방향 변화를 조사하기 위해.
• 조사 영역 내 열중성자, 초열중성자 및 빠른 중성자 기여도를 정량화하기 위해.
• 빔 채널 내 재료인 펌프글라스의 중성자율 감쇠 능력을 평가하기 위해.
• 실험실 규모의 활성화 응용을 위한 시뮬레이션 기반의 세밀한 중성자학적 특성화를 제공하기 위해.

제안 방법

• NH3 중성자 총 기하구조를 3차원 중성자학적 시뮬레이션하기 위해 MCNP5 몽테카를로 코드를 사용하였으며, 전체 구성 요소의 치수를 정확히 반영하였다.
• 5-Ci 239Pu-Be 원천의 에너지 스펙트럼과 강도를 반영한 휘어진 실린더형 중성자원(1.02 in. × 4.425 in.)을 구축하였다.
• 핵심 전달 영역(원천 채널, 파라핀 중성자 조절체 및 수평 채널)에서 중성자 추적 효율을 향상시키기 위해 기하학적 분할과 러시안 룰렛 기법을 사용하였다.
• 수평 조사 채널의 축 방향에 점 감지기를 배치하여 0–10.5 MeV의 여러 에너지 영역에서의 중성자율을 기록하였다.
• 열중성자, 초열중성자 및 빠른 중성자 에너지 그룹에 대해 총 중성자율, 충돌하지 않은 중성자율, 충돌한 중성자율을 별도로 계산하였다.
• 시뮬레이션에서 정확한 재료 조성 데이터(파라핀, 펌프글라스, 알루미늄 등)를 확보하기 위해 PNNL 컴필레이션 자료를 활용하였다.

실험 결과

연구 질문

• RQ1 NH3 중성자 총의 수평 조사 채널 내, 특히 펌프글라스 바 내에서 중성자율의 축 방향 분포는 어떻게 되는가?
• RQ2 수평 빔 포트의 조사 영역에서 열중성자, 초열중성자 및 빠른 중성자율은 어떻게 비교되는가?
• RQ3 펌프글라스 바는 중성자율을 어느 정도 감쇠시키며, 이는 활성화 분석에 적합한 중성자 스펙트럼에 어떤 영향을 미치는가?
• RQ4 조사 영역 내에서 충돌하지 않은 중성자와 충돌한 중성자의 상대 기여도는 어떠한가?
• RQ5 NH3 중성자 총은 넓은 에너지 스펙트럼을 통해 다중 에너지 중성자 활성화 분석을 지원할 수 있는 사용 가능한 중성자율을 제공하는가?

주요 결과

• 수평 조사 채널은 10cm 축 방향 거리 동안 상대적으로 일정한 열중성자율을 유지하는 것으로 나타났다.
• 펌프글라스 바를 통과하는 동안 빠른 중성자율이 유의미하게 유지되어 빠른 중성자 활성화 분석에 잠재적 가능성을 보였다.
• 빠른 중성자율은 급격히 감쇠되며, 펌프글라스 바의 첫 몇 센티미터 내에서 3개 이상의 주기 감소를 보였다.
• 펌프글라스 바는 초기 중성자율을 약 1000배 감쇠시켜 효과적인 차폐 및 중성자 조절 능력을 입증하였다.
• 축 중성자율 프로파일은 안정된 열중성자율 영역을 보이며, 실험실 규모의 활성화 실험에 일관된 조사 조건을 제공한다.
• 빔 포트 내에 가용한 넓은 에너지 스펙트럼으로 인해, 시뮬레이션은 NH3 중성자 총이 다중 에너지 중성자 활성화 분석에 실현 가능하다는 것을 확인하였다.