• 분석과학
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• 제16권5호
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• pp.426-429
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• 2003

Neutron induced prompt gamma-ray spectroscopy (NIPS) system equipped with a $^{252}Cf$ neutron source and a n-type coaxial HPGe detector was installed for the quantitative analysis of aqueous samples in KAERI, Korea. Since the thermal neutron flux for the $^{252}Cf$ neutron source is relatively low compared to that for the reactor, the use of a thermal neutron reflector in the NIPS system may lead to improved results. The enhancement by using various reflectors was carried out by comparing the Cl peak with or without a cadmium plate between sample and the $^{252}Cf$ source. The use of pyrolitic graphite as a reflector provided a good result.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.277-284
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• 2017

This paper presents the establishment and characterization of a neutron calibration field using a bare $^{252}Cf$ source of low neutron source strength in Vietnam. The characterization of the field in terms of neutron flux spectra and neutron ambient dose equivalent rates were performed by Monte Carlo simulations using the MCNP5 code. The anisotropy effect of the source was also investigated. The neutron ambient dose equivalent rates at three reference distances of 75, 125, and 150 cm from the source were calculated and compared with the measurements using the Aloka TPS-451C neutron survey meters. The discrepancy between the calculated and measured values is found to be about 10%. To separate the scattered and the direct components from the total neutron flux spectra, an in-house shadow cone of 10% borated polyethylene was used. The shielding efficiency of the shadow cone was estimated using the MCNP5 code. The results confirmed that the shielding efficiency of the shadow cone is acceptable.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.937-942
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• 1995

Great interest has prompted Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) as a new treatment for brain tumors. The use of $^{252}$Cf as a neutron source for BNn makes the in-hospital treatments of tumors to be possible. Newly proposed subcritical multiplying assemblies (SMA) are explored to improve relatively tow neutron fluxes of the source and construct the feasibilities of $^{252}$Cf as a neutron source. The MCNP code has been used to evaluate the effective multiplication factor of the entire system and the intensities and percentages of epithermal neutron flux at the patient-end surface of the system. The neutron beam using SMA shows the epithermal neutron flux enhancement of about 13 times as large as the beam without using SMA. It is expected that the neutron beam proposed in this research will be more effective for treatment of tumors due to the increased therapeutic neutron fluxes.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.71-79
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• 1993

중성자 측정장비 교정을 위한 표준중성자장을 제작하기 위하여 순수멕스월분포(kt=1.42MeV)로부터 $^{252}Cf$ 자발핵분열 중성자선원의 밀봉이 교정인자에 미치는 영향을 고찰하였다. SR-Cf-100과 SR-Cf-1273 밀봉모형을 실제 제작조건으로 하여 MCNP 코드를 사용하여 몬테카를로 모의를 수행하여, 비등방성교정인자와 선속밀도-대-선량당량 환산인자를 산정하였고, 다른 연구결과와 비교하였다. 결과로서, $FI({\theta}=90^{\circ})$는 1.061(통계오차 : ${\pm}0.2%$), $H/{\Phi}$는 $333.9(pSv\;cm^2)$ (통계오차 : ${\pm}0.5%$)인 것으로 산정되었다. 이 환산인자$(H/{\Phi})$의 값은 ISO 8529의 권고보다 1.8%가 작은 것인데, 이것은 한국원자력연구소의 비감속 $^{252}Cf$중성자선원의 스펙트럼이 ISO의 것보다 약간 더 연화하다는 물리적 의미를 갖는다.

• 분석과학
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• 제16권1호
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• pp.12-24
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• 2003

$^{252}Cf$ 중성자 선원을 이용한 즉발감마선 계측 시스템 (NIPS, Neutron Induced Promp ${\gamma}$-ray Spectroscopy)을 설계 및 구성하기 위하여, 시스템내의 감속제 및 차폐체등의 효과를 시험하고 감마선 바탕값과 Cl을 포함한 시료의 즉발 감마선을 계측하였다. 이를 위한 예비시험으로 한국원자력연구소 내에 있는 TLD 판독용 $^{252}Cf$ 선원을 이용하였으며 즉발감마선은 시스템 내부의 동축형 HPGe (GMX, 60% relative efficiency)과 시스템외부 (약 20m 거리)의 Notebook PC 중성자와 감마선의 바탕값을 측정하고, 바탕값을 최소로 할 수 있는 차폐체의 기하학적 구조를 고안하였다. 감마선 바탕값을 최소화하기 위하여 두 개의 HPGe 검출기를 이용한 감마-감마 동시계측법을 이용하였다. 이 실험 자료를 이용하여 최적의 NIPS 시스템을 구성하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.10-10
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• 1999

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권1호
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• pp.29-33
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• 1997

중성자교정실내에서 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$중성자선원을 사용하여 계측기를 교정할 때는 그 계측기에 대한 교정실산란보정 인자를 미리 결정하여야 한다. 이러한 교정실산란보정인자는 계측기의 종류, 교정거리, 교정실형태에 따라 다르게 결정된다. 본 연구에서는 한국원자력연구소에서 운영하는 2차 표준중성자교정실에서 한가지의 열형광선량계와 2가지의 구형검출기에 대한 교정실산란보정인자를 실험적으로 결정하였고 본소의 2차 표준중성자교정실조건에 의하여 이론적으로 예측한 값과 비교하였다. 비교한 결과 실험하여 얻어진 상기의 3가지 계측기에 대한 교정실산란보정인자가 이론적으로 예측한 결과와 최대 약 10% 이내에서 일치하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.67-73
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• 1985

임의 중성자 선원의 중성자 방출율 측정과 경합핵종에 의한 중성자 포획, 열중성자 누출 및 선원자체의 중성자 흡수에 적용되는 보정을 포함하여 한국표준연구소에서의 중성자 선원교정을 위한 $MnSO_4$ 용액 방법을 기술한다. 본 보고서에서는 에너지가MeV 영역에서 사용되는 중성자 방사선 기기의 교정검사를 위하여 상용화되어 있는 중성자 선원 (Am-Be, $^{252}Cf$)을 고려하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.172-178
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• 2013

본 연구에서는 미래 파이로 시설에서의 핵물질 계량 연구를 위하여 개발하고 있는 통합비파괴측정장치(Unified Non-Destructive Assay, UNDA)의 중성자 검출 효율을 MCNPX 코드를 이용하여 평가하였다. 검출 효율 평가는 두 개의 다른 설계안의 UNDA에 대하여 수행되었으며, $^{252}Cf$ 중성자 발생 선원 위치에 따른 검출 효율 평가와 감손우라늄의 용기 두께 및 위치에 따른 검출 효율 평가를 수행하였다. $^{252}Cf$ 중성자 선원의 위치에 따른 UNDA의 검출 효율 결과는 6.83%부터 13.35%까지 분포로 나타났으며, $^{252}Cf$ 선원이 장치 내부의 상단에 위치할수록 검출 효율은 증가 후 감소하는 경향을 나타냈고, 선원이 외각에 위치될수록 효율이 증가하는 경향을 보였다. 감손우라늄 용기의 두께 및 위치에 따른 검출 효율 평가에서는 용기 두께가 증가할수록 검출 효율은 낮아지는 경향을 보이며, 용기 위치가 장치 상부에 위치될수록 효율은 감소하고, 외각에 위치할수록 효율은 증가하였다. 검출 효율은 $^{252}Cf$ 선원의 경우보다 약간 높게 나타났다(10.31~13.61%). 또한, 장치 상단에 고밀도 폴리에틸렌 덮개가 있는 설계안이 덮개가 없는 설계안 보다 평균적으로 약 2% 정도 중성자 검출 효율이 높은 것으로 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3151-3157
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• 2021

Copper is an important structural material in various nuclear energy applications, therefore the correct knowledge of copper cross sections is crucial. The presented paper deals with a validation of different copper transport libraries by means of activation of selected samples. An intense ²⁵²Cf(sf) source with a reference neutron spectrum was used as a neutron source. After irradiation, the samples were measured using a high purity germanium detector and the dosimeter reaction rates were inferred. These experimental data were compared with MCNP6 calculations using CENDL-3.1, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.2 and JEFF-3.3 evaluated Cu transport libraries. The experiment specifically focuses on ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co, ⁹³Nb(n,2n)^92mNb, ¹⁹⁷Au(n,g)¹⁹⁸Au and ⁵⁵Mn(n,g)⁵⁶Mn dosimetry reactions. Evaluated activation cross sections of these dosimetric reactions were taken from the IRDFF-II library. The best library performance depends on the energy region of interest.