13 MeV 양성자 사이클로트론 기반 열중성자 발생원 설계 및 특성

Vol. 66, No. 2, February 2016, pp. 162∼168 http://dx.doi.org/10.3938/NPSM.66.162

Design and Characterization of a Thermal Neutron Source Based on a 13 MeV Proton Cyclotron

Jeongho Kim · Seung Wook Lee

School of Mechanical Engineering, Pusan National University, Pusan 46241, Korea

Suhyun Lee · Jongyul Kim · Myung-Kook Moon

Neutron Instrumentation Division, Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon 34057, Korea (Received 6 November 2015 : revised 10 December 2015 : accepted 18 December 2015)

We have designed and characterized a cyclotron-driven neutron source based on the 13 MeV proton beam for thermal-neutron imaging systems. Accelerator-based neutron sources mainly com- prise i) a target emitting neutrons via nuclear reactions with high energy protons, ii) moderators reducing the kinetic energy of the fast neutrons to allow neutron radiography and iii) reflectors optimizing the divergence of the neutron beam. In this study, a conceptual design consisting of a 1.25 mm-thick beryllium target, a 3 cm-thick HDPE (high-density polyethylene) moderator and a 50 cm-cube-shaped graphite reflector has been proposed. For realistic demonstrations, not only have we calculated the neutron fluences and distributions at up to L/D = 200, where L is the aperture-to-detector distance and D is the aperture diameter, which is an important factor in the field of radiography, but also we have confirmed that the neutron flux of up to 1.4× 10⁵ n/cm²·s can be obtained when the source-to-detector distance is 3 m.

PACS numbers: 29.25.Dz, 29.20.dg, 24.10.Lx, 25.40.Sc

Keywords: Neutron Source, Cyclotron, Monte Carlo Simulation, Geant4, Target, Moderator, Neutron Radiography

13 MeV 양성자 사이클로트론 기반 열중성자 발생원 설계 및 특성

김정호 · 이승욱

부산대학교 기계공학부, 부산 46241, 대한민국

이수현 · 김종열 · 문명국

한국원자력연구원 중성자장치개발관리부, 대전 34057, 대한민국

(2015년 11월 5일 받음, 2015년 12월 10일 수정본 받음, 2015년 12월 18일 게재 확정)

13 MeV급 양성자 사이클로트론에 적용하여 열중성자 영상시스템에 최적인 중성자 발생원을 설계하고 그 특성을 분석하였다. 중성자 발생원은 1) 양성자를 이용하여 중성자를 생산하는 표적, 2) 표적에서 발생된 고속의 중성자를 영상획득에 알맞게 중성자의 에너지를 줄여주는 감속재, 3) 표적과 감속재를 거쳐 방출된 중성자를 반사시켜 중성자 빔을 인출하는 방향으로 모아주는 반사체 등으로 구성된다. 전산모사를 통하여 두께 1.25 mm 베릴륨, 감속재는 두께 3 cm 고밀도 폴리에틸렌으로 구성하고, 두께 50 cm 흑연 반사체를 사용하면 중성자 영상획득을 위한 최적 조건임을 보였다. 또한, 중성자 영상획득 시 중요한

This is an Open Access article distributed under the terms of the Creative Commons Attribution Non-Commercial License (http://creativecommons.org/licenses/by-nc/3.0) which permits unrestricted non-commercial use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited.

변수인 L/D 값을 200 까지 변경시키면서 중성자 영상검출기 위치에서 얻을 수 있는 열중성자의 선속과 분포를 확인하였으며, 중성자 발생원과 검출기 사이의 거리가 3 m 인 경우 최대 1.4× 10⁵n/cm²·s 수준의 중성자 선속을 얻을 수 있음을 확인하였다.

PACS numbers: 29.25.Dz, 29.20.dg, 24.10.Lx, 25.40.Sc

Keywords: 중성자원, 사이클로트론, 몬테카를로 기법, Geant4, 표적, 감속재, 중성자 영상

I. 서 론

물질의 원자번호에 따라 흡수율이 달라지는 X-선과 달리 중성자는 같은 원자번호를 가진 원소라도 질량수가 다른 동위원소의 경우 흡수율이 달라지는 특성이 있기 때문에 복 합물질의 분석에 많이 사용된다. 현재 대부분의 중성자 영상 획득시설은 주로 하나로 (HANARO) 와 같은 연구용 원자 로나 SNS (Spallation Neutron Source), J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex) 와 같은 고에너지 양성자를 이용한 핵파쇄장치가 대부분이다 [1–3].

연구용 원자로나 핵파쇄장치와 같은 대형연구시설은 대부분 10¹⁸n/s 수준 이상의 중성자를 발생시킨다. 이는 열출력으로 10 MW 수준의 연구용 원자로, 평균 소비전력 량으로 1 MW 수준의 핵파쇄장치이다. 이러한 강력한 중 성자원을 사용하면 중성자원과 검출기 사이의 거리를 넓혀 빔 분산이 작은 고선질의 중성자 빔을 얻을 수 있을 뿐만 아니라 최소 10⁶n/cm²·s 이상의 중성자 선속을 구현할 수 있어서 중성자 투과영상 획득을 넘어 초당 수 십 프레임 이상의 동적인 영상획득도 가능하다 [4–6].

최근 연구용 원자로나 대규모 핵파쇄장치와 같은 고선 속의 중성자에는 미치지 못하더라도 중성자 발생원 크기를 소형화하여 일정 수준 이상의 중성자 선속을 얻으려는 노력 이 진행되고 있다. 대표적인 시설은 미국 인디애나 대학교 의 LENS (Low Energy Neutron Source), 일본의 RANS (RIKEN Accelerator-driven Neutron Source)이다. LENS 는 13 MeV, RANS는 7 MeV 양성자 선형가속기를 이용 하여 베릴륨 표적과 결합하여 중성자를 발생시킨다 [7,8].

RANS는 베릴륨 표적 후단에 고밀도 폴리에틸렌을 포함한 감속재를 설치하여 주로 열중성자 영상획득을 위한 연구를 진행하고 있으며, LENS는 RANS와 달리 베릴륨 표적 후 단에 고체 메탄 냉각재를 설치하여 중성자 에너지를 더욱 낮추어 냉중성자를 이용한 물질의 나노 수준의 미세구조 연구에 활용하고 있다.

한편 우리나라는 여러 종류의 양성자 가속기 시설이 존 재한다. 지역별로 가장 많이 설치된 13 MeV 급의 양성자 사이클로트론 (모델명 : KIRAMS-13) 을 포함하여 경주

∗E-mail: [email protected]

†E-mail: [email protected]

Fig. 1. (Color online) Schematic representation of an experimental setup for neutron radiography system.

양성자가속기센터는 20 MeV 급 양성자 선형가속기, 정읍 첨단방사선연구소는 30 MeV 급 양성자 사이클로트론을 운 영하고 있다. 이러한 시설은 차후 소형 중성자 발생원으로 활용가능성이 높다. 양성자의 에너지가 높을수록 표적에서 발생된 중성자의 선속은 높일 수 있으나, 발생되는 초기 중성자의 에너지가 높아져서 열중성자로 변환하기 위한 두꺼운 감속재가 필요하고, 이는 중성자 발생원의 크기를 키움과 동시에 상대적으로 중성자 선속을 낮게 한다.

본 연구에서는 현재 우리나라에서 가용할 수 있는 양성자 가속기 가운데 에너지가 가장 낮은 13 MeV 양성자 사이클 로트론을 대상으로 중성자 영상획득에 가장 최적인 표적, 감속재, 반사체 등의 구조를 몬테카를로 기법을 통해 찾고 발생원과 검출기 사이의 거리에 따른 얻을 수 있는 중성자 선속을 계산하고 분석하였다.

II. 열중성자 영상장치 시스템

중성자 영상장치는 기본적으로 Fig. 1과 같이 1) 중성자 발생원, 2) 중성자 빔의 분산을 제한하는 조준기, 3) 대상 물체를 설치할 수 있는 시료대, 4) 중성자 영상검출시스템 등으로 구성된다. 선명한 중성자 영상을 얻기 위해서는 강한 중성자 발생원, 중성자 빔의 분산을 최소화하는 조준기, 중 성자 검출효율과 위치분해능이 높은 영상검출기 시스템이 필요하다.

일반적으로 중성자 영상검출시스템은 검출기 내로 입사 된 중성자와 반응하여 빛으로 변환시키는 섬광체와 섬광체 에서 발생된 빛을 측정하는 CCD (charge coupled device) 영상검출시스템으로 구성된다. 섬광체는 주로⁶Li 또는 Gd

Table 1. The employed PhysicsList for the Monte Carlo calculation.

Name Model Range

QGS Quark Gluon String Model >∼20 GeV BERT Bertini Cascade Model <∼10 GeV HP High Precision Neutron Model <20 MeV

기반의 섬광체를 사용한다. 섬광체의 두께가 두꺼울수록 중 성자 검출효율이 높아지나 빛의 분산이 증가되어 검출기의 공간분해능이 떨어지기 때문에 일반적으로 0.1 mm 이하 두께의 섬광체를 사용한다. 이 때 열중성자 검출효율은 90% 이상이며 중성자의 에너지가 높아짐에 따라 중성자 검출효율은 1% 이하로 크게 떨어진다.

중성자영상을 획득하기 위해서는 검출기 위치에서 적어 도 10⁵n/cm²·s 이상의 중성자 선속이 필요하다. 0.1 × 0.1 mm² 수준의 공간분해능 (픽셀분해능) 을 얻는다는 조건을 고려하면 단위 픽셀 당 10 n/s 수준이 검출기 내로 입사되며 10분 정도의 측정시간을 고려한다하더라도 단위 픽셀 당 최대 6,000 n/10 min 수준의 중성자가 요구된다. 대상물 체의 구성성분과 두께에 따라 검출기로 입사되는 중성자의 선속은 크게 낮아지며, 고성능 저잡음 CCD 검출기를 사용 하더라도 10분 이상의 장시간 측정은 현실적으로 어렵기 때문에 중성자 선속 제한이 있다 [9].

III. 연구 방법

중성자원의 전산모사를 위한 연산과정은 크게 두 부분 으로 나누어 생각할 수 있다. 베릴륨 표적에서 발생되는

9Be(p, n)⁹B 등의 핵반응을 정확히 모사해야하고, 발생된 중성자의 거동을 설명하기 위해 몬테카를로 방법 기반의 수 송해석이 동반되어야 한다. 일반적인 방사선 수송해석과는 다르게, 중성자의 경우 반응단면적이 매질과 에너지 변화에 민감하게 변화하므로, 정형적 모델을 이용하기 보다는 정밀 한 핵 자료와 몬테카를로 방법을 조합하여 접근하는 것이 일반적이다.

Geant4는 상기한 연산들을 조합하여 해석할 수 있는 능력이 탁월한 전산모사 도구이다. 처음에는 고에너지물 리 연구를 위해 유럽입자물리연구소에서 개발하였지만, 현재는 발전을 거듭하여 가속기, 의학, 우주과학, 원자력 분야 등으로 그 외연을 급격히 확장하고 있다 [10]. 본 연 구에서는 2015년에 6월에 출시된 Geant4 10.1 (patch- 2) 를 사용하였으며, 물리과정에 대한 정보를 담고 있 는 PhysicsList는 QGSP_BERT_HP 3.0을 사용하였다.

Fig. 2. (Color online) Design of the TMR (Target- Moderator-Reflector) with its dimension: (a) the sec- tional view and (b) the structure of the target system.

QGSP_BERT_HP 3.0의 에너지 구간 별 물리모형은 Ta- ble 1에 정리하였다 [11].

효율적인 전산모사를 위해 단순화된 기하학적 구조로 중성자원을 구성하되, 빔 노즐과 냉각수, 금속층 등의 부속 구조를 모두 고려함으로써 결과의 정확성을 기했다. 양성자 빔은 직경 10 mm의 균일한 단면적을 갖도록 조사하였으며 조준기의 효율은 이상적인 것으로 가정하였다. 흑연 반사 체는 한 변의 길이가 50 cm인 정육면체형태이며, 표적부는 반사체의 중심에 위치시켰다. 전산모사에 사용된 구성의 단면도는 Fig. 2(a) 에, 표적부의 확대그림은 그림 Fig. 2(b) 에 표현되어 있다. 통계적 정확도를 확보하기 위해 1개의 양성자가 표적에 입사하는 사건을 총 10⁹ 회 독립시행하 였다.

IV. 계산 결과

1. 베릴륨 표적 두께 결정

원자핵에서 구속된 중성자를 떼어내기 위해 원자핵의 결 합 에너지를 능가하는 에너지가 필요한데 연구용 원자로와 같은 핵분열 반응을 제외하면 고에너지 양성자 또는 전자와 같은 하전입자를 원자핵에 충돌시켜 중성자를 발생시키는 방법이 대표적이다. 핵에 구속된 중성자를 떼어내기 위해 서는 베릴륨과 같이 결합에너지가 낮은 원소를 사용하는

Fig. 3. (Color online) Proton kinetic energy and total neutron yield for Beryllium thicknesses. The error bars are much smaller than symbol sizes.

것이 유리하다. 리튬은 베릴륨보다 결합에너지가 낮지만, 베릴륨에 비해 녹는점이 낮고 다른 원소와 반응성이 높아서 리튬을 표적으로 사용 시 많은 주의가 필요하다. 따라서 본 연구에서는 베릴륨을 이용하여 표적을 구성하였다.

결합에너지보다 높은 에너지를 갖는 양성자는 식 (1) 과 같이 베릴륨 표적과 반응하여 중성자를 발생시킨다 [8,12].

식 (1) 로부터 1 µC 전하를 가진 13 MeV 양성자는 대략 초당 4.8× 10¹⁰개 수준의 중성자를 발생시킴을 알 수 있다.

Y_N(E_p) = 3.42× 10⁸(E_p− 1.87)^2.05 (n/µC) . (1) 베릴륨 표적의 두께를 결정하기 위하여 13 MeV 양성자 빔을 2 mm 두께의 베릴륨에 입사시켜 0.1 mm 간격으 로 발생되는 중성자의 양과 이로 인한 양성자의 평균적 인 에너지 감소경향, 즉 CSDA (continuous slowing down approximation) 를 전산모사하였다. 동시에 표적 표면을 탈출하는 발생 중성자의 개수도 확인하였다.

주된 핵반응인⁹Be(p, n)⁹B의 문턱값인 2.057 MeV 이 하로 양성자 운동에너지가 감소하게 되면 더 이상 중성자 생성에 기여하지 못한다고 가정하면, Fig. 3의 붉은 선이 보여주는 바와 같이 양성자의 운동에너지가 문턱값 이하로 감소하는 1.25 mm 지점에서 더 이상 중성자를 생성시켜 주지 못해야 한다. 발생중성자의 누적계수 (파란 선) 또한 같은 결과를 보인다.

즉, 13 MeV 양성자를 이용하는 경우 중성자를 가장 많이 발생시킬 수 있는 베릴륨 표적 두께는 1.25 mm 임이 확인 되었다. 또한 양성자 입자 하나당 중성자는 3.80× 10⁻³개, 즉 양성자 1 µC 당 2.37× 10¹⁰개의 중성자를 생성시킬 수 있음을 알 수 있었고, 이는 식 (1) 및 기타 선행연구 결과와 비슷하다 [8,13–16]. 중성자 발생에 기여하지 않은 대부분의 양성자 (99.6%) 는 베릴륨 표적에 열에너지만 전달한다.

Fig. 4. (Color online) The energy spectrum of neutrons produced by the 1.25 mm-thick Beryllium target.

베릴륨 표적에서 발생된 중성자의 에너지는 Fig. 4 와 같이 분포됨을 알 수 있었다. Fig. 4로부터 베릴륨 표적에서 발생된 중성자의 에너지는 낮게는 수 keV 수준에서 높게는 11 MeV 까지 분포됨을 알 수 있고, 0.2 MeV 에너지를 가진 중성자가 가장 많이 포함됨을 알 수 있다.

2. 베릴륨 표적 냉각시스템

13 MeV 양성자는 베릴륨 표적과 반응하여 극히 일부는 중성자를 생성시키지만 대부분의 양성자의 운동에너지는 열에너지로 변환되며 베릴륨 표적의 온도를 높여서 표적을 파괴시킬 수 있다. 이를 방지하기 위하여 베릴륨 표적의 온도 유지시스템인 냉각시스템이 필요하다. 본 연구에서는 일본 이화학연구소에서 개발한 7 MeV급 소형 양성자 선형 가속기 기반의 중성자 발생원인 RANS (Riken accelerator driven neutron source) 와 동일한 구조의 베릴륨 냉각시스 템을 사용하였다 [7]. RANS의 열속은 0.36 MW/m²으로 알려져 있으며 KIRAMS-13은 상시운전모드 (50 µm) 에서 의 열속은 0.26 MW/m²으로 RANS의 경우보다 약간 낮다.

따라서 냉각수의 사양을 약간 보수적으로 설정한 것이다.

베릴륨 냉각시스템은 양성자가 입사되는 면은 고진공 상 태이고 다른 한 면은 냉각수층을 지나가는 경로이기 때문에 압력차를 견딜 수 있어야 한다. 이를 위하여 베릴륨 표적 후단에 Fig. 2(b) 와 같이 순차적으로 4 mm 두께의 표적 지지용 금속층 (바나듐), 4 mm 두께의 냉각수, 냉각수의 유출을 방지하는 2 mm 두께의 알루미늄을 설치하였다.

3. 감속재 두께 결정

베릴륨 표적에서 발생된 중성자는 대부분 에너지가 keV 수준 이상인 고속중성자이기 때문에 4 mm 두께의 냉각수

Fig. 5. (Color online) The energy spectrum of neutrons for several selected thickness of the HDPE moderator.

층을 통과하더라도 여전히 높은 에너지의 중성자가 대부 분이다. 따라서 중성자의 에너지를 감쇄하여 열중성자로 변환시킬 감속재가 필요하다. 감속재는 가급적 중성자의 질량과 비슷한 수소 성분이 가장 많고 중성자 흡수가 적은 것이 유리하다.

중성자 감속재로 가장 많이 사용되는 것은 물 (H2O), 파라핀 (C25H52), 고밀도 폴리에틸렌 (C2H4) 등이 있다.

이 가운데 고밀도 폴리에틸렌 (High-density polyEthylene, HDPE) 은 물과 파라핀에 비하여 고형이고 가공성이 좋아서 많은 중성자 발생시설에서 사용하고 있다. 본 연구에서도 중성자 감속재로 고밀도 폴리에틸렌을 이용하여 열중성자 발생에 최적인 두께를 조사하였다.

두께 결정을 위해 베릴륨 표적과 표적 냉각시스템 후단에 두께가 다른 고밀도 폴리에틸렌 감속재를 두고 감속재를 통 과한 중성자의 에너지 분포를 측정하였다. 열중성자 발생에 최적인 조건을 찾기 위하여 고밀도 폴리에틸렌의 두께를 0.5 cm 간격으로 하여 최대 6 cm 두께의 고밀도 폴리에틸렌을 사용하였다.

Fig. 5는 감속재를 통과한 중성자의 에너지 분포를, Fig. 6 은 고밀도 폴리에틸렌 두께에 따른 열중성자 선속 변화와 발생된 전 에너지 영역의 중성자와 열중성자의 비를 보여 준다. 그 결과 열중성자 발생률은 고밀도 폴리에틸렌의 두께가 0.5 cm부터 점차 증가하여 1 cm에서 3 cm 사이에 서 어느 정도 일정 수준을 유지하다가 3.5 cm 이상인 경우 점차 감소함을 알 수 있고, 열중성자 비율은 0.5 cm에서 5.5 cm까지 지속적으로 늘어나다가 6 cm에서 줄어듦을 알 수 있다.

고밀도 폴리에틸렌의 두께가 늘어나면 열중성자의 비 율도 함께 증가하는 장점이 있지만, 열중성자의 강도 즉, 선속이 낮아지기 때문에 절충점을 찾아야 한다. Fig. 6과 같이 고밀도 폴리에틸렌의 두께가 3 cm인 경우 열중성자

Fig. 6. (Color online) The thermal neutron yield and nth/ntot as a function of the thickness of the moderator.

강도도 높고, 열중성자의 비율도 폴리에틸렌 4∼5 cm 일 때와 크게 차이가 없기 때문에 열중성자 발생의 최적임을 알 수 있다.

4. 열중성자 영상시스템 응용

전술한 바와 같이 열중성자 영상장치를 위해서 중성자 발생원 후단에 중성자 빔의 분산을 제한하는 적절한 크기의 조준기를 설치해야 중성자 영상시스템으로 활용 가능하다.

이를 위하여 고밀도 폴리에틸렌 감속재 후단에 직경 1 cm 간격으로 최대 직경 5 cm 크기의 조준기를 설치하고, 중성자 발생원에서 3 m 와 4 m 떨어진 위치에서 열중성자 강도를 조사하였다. Fig. 7(a) 와 (b) 는 각각 3 m와 4 m 지점에서의 중성자량을 보여준다. Fig. 7으로 부터 감속재의 두께가 3 cm 인 경우에 열중성자의 강도가 가장 높음을 재확인 할 수 있었다. 통상적으로 조준기의 직경 (D) 과 조준기-검출기 간 거리 (L) 의 비율로 영상장치 설정을 표현하는데, Fig. 8 은 감속재의 최적화 두께 (3 cm) 에서 자주 쓰이는 조준기와 검출기 설정 (L/D ≤ 200) 에서의 중성자량을 나타낸 것으 로, 1 µC의 양성자당 10³ 수준의 중성자를 얻을 수 있음을 보여준다.

V. 결론과 전망

본 연구에서는 13 MeV 양성자 가속기에 적용하여 열중 성자 선속이 높고 열중성자 성분이 가장 많은 조건의 중성자 를 발생시킬 수 있는 표적과 감속재의 구조를 확인하였다.

그 결과 베릴륨 두께는 1.25 mm, 감속재인 고밀도 폴리 에틸렌은 3 cm인 경우에 열중성자 선속이 높고, 발생되는 전체 중성자 가운데 열중성자의 성분이 상대적으로 가장

Fig. 7. (Color online) Calculated neutron counts for dif- ferent detector setup with several aperture dimensions as a function of the thickness of the moderator. The aper- ture size (D) in centimeter is indicated on each line. The panels (a) and (b) display the simulation results for L = 3 m and L = 4 m, respectively. The aperture-to-detector distances are denoted as L, and the aperture diameters are denoted as D.

높음을 알 수 있었다. 이를 현재 국내 권역별로 운영 중인 13 MeV, 50 µA 급 사이클로트론을 이용하면 베릴륨 표적 후방에서는 대략 1.19×10¹²n/s 수준의 중성자를 발생시킬 수 있고, 3∼4 m 떨어진 위치에서 직경 3∼5 cm인 조준기를 이용하면 최대 1.4× 10⁵n/cm²·s 까지 열중성자를 얻을 수 있다. (Fig. 3, 7 참조)

실제 적용을 위해서 추가적으로 방사선 안전 확보를 위한 차폐체 등의 설계가 남아 있으나, 미국 인디애나 대학의 LENS 또는 일본 이화학연구소의 RANS에 버금갈 수 있는 중성자 발생원 개발 가능성을 확인하였다.

감사의 글

본 연구는 한국연구재단의 원자력연구개발사업 (NRF- 2012M2A2A6004262, NRF-2014R1A1A2056795) 및 이 공분야기초연구사업 (NRF-2014R1A1A2056795) 의 지원,

Fig. 8. (Color online) Calculated neutron counts by em- ploying the 3 cm-thick moderator as a function of L/D.

The aperture-to-detector distances are denoted as L, and the aperture diameters are denoted as D.

2015년 해양수산부 한국해양과학기술진흥원의 “U-기반 해운물류 안전보안 시스템 개발” 과제의 지원, 원자력안 전위원회와 한국방사선안전재단의 원자력안전연구사업 (No. 1305009) 의 지원을 받았으며, 중소기업청 융복합기 술개발사업 (S2268368, 위상차 이미징 격자기술을 적용한 컴퓨터 단층영상 장치 개발) 의 일환으로 수행하였습니다.

REFERENCES

[1] HANARO, https://hanaro.kaeri.re.kr (accessed Aug. 13, 2015).

[2] Spallation Neutron Source, https://neutrons.ornl.

gov/sns (accessed Aug. 13, 2015).

[3] Japan Proton Accelerator Research Complex, http://j-parc.jp/index-e.html (accessed Aug. 13, 2015).

[4] M. H. Kim, Tech. Rep. KAERI/CM-1217/2009, Ko- rea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Ko- rea, 2010.

[5] K. Y. Nam, Tech. Rep. KAERI/TR-1981/2001, Ko- rea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Ko- rea, 2001.

[6] J. P. Barton, G. Farny, J.-L. Person, H. Röttger, Neutron Radiography: Proceedings of the Second World Conference Paris (France, June 16-20, 1986).

[7] Y. Yamagata, K. Hirota, J. Ju, S. Wang and S.

Morita et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 305, 787 (2015).

[8] C. M. Lavelle, D. V. Baxter, A. Bogdanov, V. P.

Derenchuk and H. Kaiser et al., Nucl. Instr. and Meth. A 587, 324 (2008).

[9] I. S. Anderson, R. L. McGreevy and H. Z. Bilheux, Neutron Imaging and Applications (Springer, 2009), Vol. 200.

[10] S. Agostinelliae, J. Allisonas, K. Amakoe, J. Apos- tolakisa and H. Araujoaj et al., Nucl. Instr. and Meth. A 506, 250 (2003).

[11] CERN, Physics Reference Manual, Version: geant4 9.5.0 (CERN, Geneva, 2011).

[12] W. B. Howard, S. M. Grimes, T. N. Massey, S. I.

Al-Quraishi and D. K. Jacobs et al., Nucl. Sci. Eng.

138, 145 (2001).

[13] B. Zhong, T. Liang, Q. Feng, G. Yu and K. Wang et al., Physics Procedia 26, 25 (2012).

[14] M. Pesic, Nuklearna Tehnologija, XVI (2001), pp.

34-38.

[15] H. Hasemi, F. Hiraga and Y. Kiyanagi, Physics Procedia 26, 88 (2012).

[16] J. Wei, H. Chen, C. Cheng, Q. Du and T. Du et al., J. Korean Phys. Soc. 56, 1928 (2010).