본 논문의 목적은 노외 중성자 선량 감시자를 이용하여 원자로 압력용기 중성자 조사취화의 핵심 요인이 되는 고속중성자 ($1{ge}MeV$) 조사량 평가 방법을 제시하고 적용성을 검증하는 것이다. 다양한 중성자 반응에너지를 갖는 다수의 선량감시자를 원자로 외벽 보온 단열재와 1차 생물학적 차폐체 사이의 공간에 설치하고 한 주기 동안 조사시킨 후 인출하여 생성핵종에 대한 방사선을 측정하여 반응률을 도출하였다. 또한 상업용 코드를 이용한 중성자 수송계산을 통해 감시자 위치에서의 중성자 스펙트럼을 계산하였다. 두 결과로부터 감시자에 대한 반응률을 직접 비교할 수 있었으며 또한 최소자승 조정 절차를 통해 최적의 중성자 스펙트럼도 도출할 수 있었다. 감시자 측정 결과와 해석적으로 계산한 중성자 조사량 사이에는 관련 규정에서 제시한 ${pm}30%$ 이내의 오차를 보였다.
It is required that the neutron dosimetry be present to monitor the reactor vessel throughout its plant life. The Ex-vessel Neutron Dosimetry Systems which consist of sensor sets, radiometric monitors, gradient chains, and support hardware have been installed for 3-Loop plants after a complete withdrawal of all six in-vessel surveillance capsules. The systems have been installed in the reactor cavity annulus in order to characterize the neutron energy spectrum over the beltline region of the reactor vessel. The installed dosimetry were withdrawn and evaluated after a irradiation during one cycle and then compared to the cycle specific neutron transport calculations. The reaction rates from the measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.
