In spite of the poor resolution the Bonner multiSphere spectrometer (BS) has a several kinds of merits in use such as high sensitivity, wide range of energy response from thermal to a few hundred mega-electron volt neutron, isotropic response and easy operation. And therefore it has been used as a neutron spectrometer in the field of radiation protection dosimetry since 1960. But the conventional BS could not detect effectively a neutron over a few tens of mega electron volt due to the low sensitivity to it.
From 1990s the need for neutron spectrometry around high-energy particle accelerators and in the atmospheric environment at high altitudes have increased because a human being is exposed to high-energy neutrons more often than before.
If the BS is modified to make the neutron multiplication reaction possible by inserting a high atomic number material like a copper or a lead inside it, a high-energy neutron can be measured more effectively. In this study an extended BS that has a lead shell inside or outside the conventional BS was constructed to measure a high-energy neutron.
New BS sets, which use a LiI(Eu) scintillator as the thermal neutron detector, with six kinds of lead shells including the conventional BS were designed and constructed. The response functions of new BS sets consisting of thirteen spheres, seven PE spheres and six kinds of lead shells, were calculated using the MCNPX code (Ver. 2.4.0) and constructed as the library for the unfolding code, MXD_FC31. This new BS was calibrated in the neutron calibration laboratory of Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) using a $^{252}Cf$ source.
The thirteen kinds of neutron spectra, consisting of five spectra from radioisotopes, six from a proton accelerator and two from an electron LINAC, were measured using the new BS. Following one of the recommendations of ISO, five scattered neutron calibration fields (SNCF) were manufactured as the realistic neutron spectra used in the calibration of neutron measuring instruments. Considering that there is no the reference high-energy neutron field in Korea, neutron fields produced using accelerators, a proton accelerator of Korea Institute of Radiological and Medical Science (KIRAMS) and an electron LINAC of Pohang Accelerator Laboratory (PAL) were measured to prepare them even in future. At KIRAMS two kinds of targets, 10.5 and 1.0 mm thick Be, were bombarded by 35 and 45 MeV protons, and at PAL a thick lead target of 10 r.l. was struck by a 65 MeV electron to produce neutron fields.
Even though BS is implemented to measure the neutron spectrum with the wide range of energy, it gives only the finite number of measurement data that are the count rates only or less being of the order of 10. It is not possible to know the continuous spectra with the wide range of energy from the finite and discrete measurement value in principle but it would be possible if the continuous spectrum was approximately expressed with the form of summation of the discrete values. Unfolding of measured data needs the response function of BS, measurement data and the default spectrum as a priori information to neutron spectra to be determined. The result might be wrong if the default spectrum was not accurate because unfolding is the process to compare the calculated value, which is obtained multiplying the response function of BS by the default spectrum, with the measurement value and to minimize the difference between two values. Considering the importance of the function of default spectrum all kinds of spectra to be measured were simulated concurrently using the MCNPX code and used as a priori information in unfolding the data measured by an extended BS.
Influence of default spectra on the unfolded spectra was investigated using three kinds of simulated default spectra and it was found that there would be some distortions in unfolded spectra if the default spectra were wrong. But the change of integral quantity such as dose equivalent was not large within the maximum of 5 %. A method to prepare the default spectrum as a priori information necessary for unfolding was suggested using five analogous functions that can be adjustable to the neutron field to be measured and are consisting of thermal peak, fission peak, evaporation peak, intermediate neutron and Gaussian peak.
Because an active BS is not be able to be used effectively at the intense gamma radiation field due to the saturation of detector and the dead-time effect or the pulse pile-up in pulse shaping, it needs to use a passive BS with a Au foil or TLD. A passive type BS was also constructed for this purpose.
Using a $^137Cs$ source the counting loss due to intense gamma radiation was surveyed and the effect of it on the unfolded spectra was monitored. The conventional BS suffered from the counting loss problem at the gamma exposure rate of 5 or 10 $Rh^{-1}$ while new BS did not until about 25 $Rh^{-1}$. Even an active BS with a LiI scintillator can be used at the gamma radiation field of exposure rate of about 25 $Rh^{-1}$ at least if the BS with only a lead shell made in this study is implemented because the new BS set has a lead shell inside and outside a PE sphere.
Because unfolding is a process of inference to get to the best solution the relatively big uncertainty and ambiguity in the unfolded spectra can not be avoided. But it was found that the integral quantities such as the dose equivalent or fluence mean energy would not change so much, within 5 to 10 % on the whole region of interest of neutron energy.
An extended BS, an active and a passive BS, constructed in this study was implemented to measure the scattered neutron calibration fields as well the reference field of $^252Cf$ or AmBe sources successfully. In addition the measurement using the new BS at the facilities of high-energy particle accelerators such as electron and proton accelerators was done. And therefore an extended BS, an active and a passive BS, constructed in this study can be used to measure neutron spectra at the various radiation fields and the spectra measured in this work will be a part of the compendium of neutron spectra at workplace as well as the reference spectra used in the calibration of neutron measuring instruments for the purpose of neutron dosimetry.
비록 분해능은 좋지 않으나 열중성자 에너지에서 수 십 MeV에 이르는 폭 넓은 에너지 반응영역과 등방적 반응성 그리고 간단한 사용법 등의 장점을 갖고 있는 보너구는 1960년대 처음 등장한 이후로 현재까지 방사선 방호 측면에서 가장 많이 사용되어 온 중성자 분광기이다. 1990년대 이후 고에너지 입자가속기 사용의 증대와 항공우주산업의 발전 등으로 인간이 고에너지 중성자에 노출되는 경우가 증가했기 때문에 이를 측정할 필요성이 커졌으나, 기존의 보너구는 수 십 MeV 이상의 고에너지 중성자에 대한 감도가 너무 낮아 이를 효율적으로 측정할 수 없었다.
보너구 내부에 납 또는 구리와 같은 고원자번호 물질을 삽입하여 중성자 증배반응이 일어나도록 기존의 보너구를 개량한다면 고에너지 중성자를 효율적으로 측정할 수 있다. 본 연구에서는 보너구 내부 또는 외부에 납껍질을 부착하여 유효 검출부위에서 중성자 증배반응이 일어나게 하여 보너구가 고에너지 중성자를 측정할 수 있게 하였다.
본 연구에서는 LiI 섬광체를 열중성자 검출기로 사용하는 기존의 보너구와 감속구 내부에 또는 외부에 3종의 납껍질을 장착하는 방식으로 조합한 6종의 새 보너구를 설계하고 제작하였다. 몬테카를로 입자수송코드인 MCNPX(Ver. 2.4.0)를 사용하여 새로운 보너구에 대한 에너지 반응함수를 계산하고 한국원자력연구소의 중성자 조사실에서 $^{252}Cf$ 선원으로 이를 교정하였다.
제작된 광역 보너구를 사용하여 3 가지 종류의 중성자장을 측정하였다. 기존의 중성자 검출기 교정용 선원외에 최근 국제표준기구 (ISO)에서 권고하고 있는 현장 중성자장을 모사하는 실용적인 교정용 산란중성자장을 제작하고 이를 정량화하기 위하여 5종의 중성자 선속 스펙트럼을 측정하였다. 교정용 기준급 고에너지 중성자장이 없는 국내 현실을 고려하여 향후 이를 확보하는 노력의 일환으로 원자력의학원의 양성자 가속기와 포항 가속기 연구소의 전자 선형가속기를 이용하여 생산한 중성자장을 측정하였다. 양성자 가속기의 경우 35 및 45 MeV의 양성자를 10 mm와 1.0 mm두 종류의 Be 표적핵자에 때려서, 그리고 전자선형가속기의 경우 65 MeV의 전자선을 10 방사선길이 (Radiation Length)에 해당하는 납표적에 때려서 중성자를 만들었다.
광범위한 에너지 영역의 스펙트럼을 측정함에도 불구하고 보너구는 단지 보너구 수에 해당되는 (10 개 내외) 측정값만을 제공하며 이들을 사용하여 스펙트럼을 만들어 내기 위하여 unfolding 과정을 거쳐야 한다. 불연속 유한 개수의 값으로부터 연속 함수이고 광범위한 에너지 영역의 스펙트럼을 찾아내는 것은 원리적으로 불가능한 일이나, 측정 대상의 스펙트럼을 불연속 함수로 근사화한다면 이를 가능하게 할 수 있다. 보너구 측정자료의 unfolding에는 보너구의 반응함수, 측정자료 그리고 default spectrum이 필요하다. 이 default spectrum은 결정될 에너지 스펙트럼에 대한 선험적 자료로 이와 동일하거나 매우 유사한 것으로 만약 잘못된 것을 사용하면 그 결과에 오류가 있을 수 있다. Unfolding은 이 default spectrum과 보너구 반응함수와의 곱으로 계산된 반응값을 측정값과 비교하여 그 차이를 최소화하는 과정을 거쳐 스펙트럼을 결정하는 것이기 때문에 unfolding 초기에 입력자료로 사용되는 이 default spectrum은 매우 중요하다. 본 연구에서는 모의계산을 통하여 모든 측정의 경우에 대하여 이를 계산하여 결과의 정확성을 높이고자 하였다.
Default spectrum이 측정결과에 미치는 영향을 알아 보기 위하여 중성자장의 에너지 분포 특성을 기술할 수 있는 유사 함수를 사용하여 3종의 입력 스펙트럼을 만들어 교정용 산란중성자장 측정의 경우에서 그 영향의 크기를 조사하였다. 이를 통하여 복잡한 모의계산없이 유사 함수를 여러 가지로 조합하여 합성하면 효과적으로 default spectrum을 만들어 사용할 수 있음을 확인하였다. 본 연구에서 이를 위하여 활용가능한 5종의 유사 함수를 제시하였다.
고선량률의 감마선이 존재하는 중성자장의 경우 능동형 중성자 검출기가 감마선에도 반응하기 때문에 만약 감마선이 다량 존재한다면 측정회로내 신호펄스의 중첩현상으로 일정량의 계수손실이 불가피하다. 이 경우 불감시간도 크게 증가하여 측정이 불가능하기 때문에 이를 사용할 수 없다. 특히 전자선 가속기를 이용할 경우 제동복사선이 다량 존재하기 때문에 전자회로부가 없는 수동형 검출방식이 필요하다. 따라서 본 연구에서는 능동형 보너구외에 금박과 열형광선량계를 이용한 수동형 보너구에 대한 반응함수를 계산하고 교정자료도 생산하였다.
제작된 광역 보너구는 감속구 내부에 납이 삽입되어 있기 때문에 일정 선량률의 광자에 대하여 그 영향을 최소화 할 수 있다. 고선량률의 감마선장 ($^137Cs$) 에서 능동형 보너구가 선량률에 따라 갖는 계수손실정도를 결정하고 이로 인한 효과를 조사하였다. 기존의 보너구를 사용할 경우 5 ~ 10 $R.h^{-1}$ 의 선량률에서 중성자 스펙트럼을 측정할 때 결과에 영향을 받으나 광역 보너구의 경우 25 $R.h^{-1}$ 의 선량률에서도 차이가 없었다.
보너구를 이용한 중성자 분광기법에서 이루어지는 Unfolding은 사실상 추론의 과정이기 때문에 그 결과는 상대적으로 큰 불확정성과 모호함을 가질 수 밖에 없다. 그러나 본 연구에서 알 수 있는 바와 같이 선량당량과 스펙트럼의 평균에너지와 같은 적분적 양은 전체 대상 에너지 영역에서 고려할 때 5 ~ 10 % 정도의 차이만 줄 뿐이기 때문에 방사선방호 차원에서의 선량평가에는 큰 문제가 되지 않는다.
본 연구에서 제작한 능동 및 수동형 광역 보너구를 사용하여 $^252Cf$ 와 AmBe선원을 이용하여 제작한 교정용 기준 및 산란중성장을 성공적으로 측정하였을 뿐만 아니라 양성자 및 전자선 가속기를 이용하여 제작한 고에너지 중성자장을 정량화하였다. 본 연구에서 측정된 스펙트럼들은 중성자 교정선장자료로 활용됨과 동시에 향후 중성자 선량평가연구용으로 구축될 국내 중성자장 스펙트럼 자료집의 한 부분으로 수록될 것이다.
