• 센서학회지
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• 제25권3호
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• pp.229-234
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• 2016

Self-powered neutron detector (SPND) is being widely used to monitor the reactor core of the nuclear power plants. The SPND contains a neutron-sensitive metallic emitter surrounded by a ceramic insulator. Currently, the vanadium (V) SPND has been being developed to be used in OPR1000 nuclear power plants. Some Monte Carlo simulations were accomplished to calculate the initial sensitivity of vanadium emitter material and alumina insulator with a cylindrical geometry. An MCNP code was used to simulate some factors (neutron self-shielding factor and beta escape probability from the emitter) and space charge effect of an insulator necessary to calculate the sensitivity of vanadium detector. The simulation results were compared with some theoretical and experimental values. The method presented here can be used to analyze the optimum design of the vanadium SPND and contribute to the development of TMI (Top-mount In-core Instrumentation) which might be used in the SMART and SMR.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.253-264
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• 1988

본 논문에서는 불란서에서 건설한 900 MWe급 가압경수형 원자로의 중성자 잡음해석 결과를 제시하였다. 중성자 잡음해석이란 노심내의 반응도 변화 및 노심의 수평운동으로 인한 노외검출기 신호의 변화를 해석하는 기법을 의미한다 이러한 방법은 Deterministic Dynamic Testing 기법중에서도 발전소의 정상운전 조건을 유지시키며 기존의 발전소 계측설비를 이용할 수 있다는 장점을 지니고 있다. 본 논문에 사용된 잡음신호는 울진 1호기 원자로의 시운전 시험기간에 구하였으며 이를 통계적 기술함수인 에너지 밀도함수(PSD), 검출기간의 상관함수 (CF)및 위상차(Phase Difference)로 나타내었다. 실험결과, 원자로 용기내의 냉각수 흐름 및 압력맥동 등에 의해 유도되는 Core Support Barrel(CSB)의 진동 주파수가 8Hz 근처임을 규명하였다.

• 대한화학회지
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• 제37권11호
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• pp.961-966
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• 1993

옛 동전(銅錢)에 존재하는 이리듐, 금과 은 등 귀금속 원소들을 정량하기 위한 연구를 수행하였다. $^{192}Ir,\;^{198}Au$ 및 $^{110m}Ag$의 방사능 세기를 계측할 때, 반감기가 긴 핵종에서 방출된 큰 감마선 에너지에 의한 간섭을 감소시키기 위하여 용매추출, 이온교환 크로마토그래피 등 방사화학 분리를 적용하였다. 그 결과 이리듐을 $10^{-11}$ g/g양까지 정량할 수 있었고, 또한 Currie의 방법으로 계산한 3종류의 검출한계, 즉 임계, 검출, 정량한계를 향상시킬 수 있었다. 이리듐의 회수율을 결정하기 위하여 담체를 첨가하여 방사화학 분리를 한 후 중성자를 제조사하였다. 5개의 동전 중의 Ir, Au 및 Ag에 대한 평균 회수율은 각각 65.3%, 98.5%, 99.5%이었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제25권3호
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• pp.151-156
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• 2014

본 연구의 목적은 붕소 중성자 포획 치료 시 집적된 붕소 영역에서 중성자 선속의 변화와 그에 따른 방출된 즉발 감마선의 검출 시뮬레이션을 통하여 치료 영역에 대한 영상화의 가능성을 확인하고자 함이다. 전산 모사를 통하여 (1) 붕소 유무에 따른 중성자의 영향, (2) 내부와 외부에서의 즉발 감마선량 검출, (3) 즉발 감마선에 대한 에너지 스펙트럼 검출을 수행하였다. 모든 전산 모사는 Monte Carlo n-particle extended (MCNPX, Ver.2.6.0, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA)를 이용하여 가상의 물 팬텀과 열중성자(thermal neutron) 소스, 붕소 영역을 지정하였다. 열중성자의 에너지는 1 eV 이하의 에너지였으며 선속은 2,000,000 n/sec.로 설정하였다. 이 때, 발생된 즉발 감마선의 검출은 물 팬텀과 수직 방향으로 위치시키고 납으로 둘러싸인 lutetium-yttrium oxyorthosilicate (Lu0,6Y1,4Si0,5:Ce; LYSO) 섬광체 검출기를 이용하였다. 붕소가 존재하는 영역인 5 cm 깊이에서의 28 분할로서 대략 0.18 cm의 bin을 도출하여 붕소 영역의 얕은 깊이에서부터 급격하게 저하되는 것을 확인하였다. 또한 붕소 영역이 시작되는 지점인 9 cm 깊이에서 감마선의 피크 레벨을 확인하였다. 그리고 478 keV 지점에서 정확한 즉발 감마선 피크가 관찰되는 것을 확인하였다. 478 keV의 즉발 감마선 피크는 41 keV의 반치폭으로 에너지 분해능 값은 8.5%로 측정되었다. 결론적으로 붕소 중성자 포획 치료 시 발생되는 즉발 감마선의 계측으로 치료가 행해지는 부위를 감마 카메라 또는 단일 광자 방출 단층 촬영 기기에서 영상화할 수 있는 가능성을 확인하였다.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제5권2호
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• pp.303-308
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• 2001

본 연구의 목적은 방사선 펄스의 고안정 계측회로 및 분석시스템 개발에 있다. 제안한 시스템은 중성자 및 감마선 검출회로, 프로그래머블 고전압 공급장치 및 DSP로 구성된다. 프로그래머블 고전압 공급장치는 입력전압 5V에서 150V까지 조정할 수 있도록 하였으며 직렬의 전압 안정화 회로를 부가하여 일정한 전압이 유지되도록 함으로써 고전압 공급장치의 전압 변동율은 1.63%이하로 얻을 수 있었다. 방사선 검출회로는 능동성 적분기, 폴-제로 회로, 증폭도 60dB의 3단 증폭회로로 구성되며, 주파순 대역은 37 Hz~300 kHz이다. 또한 파고분포의 계수는 방사선 펄스의 분석에 중요한 자료로 본 연구에서는 A/D 컨버터(12bit 100㎱) 및 고속의 DSP(TMS320C31-60)을 이용하여 PC-기반으로 구현되는 파고분석 시스템을 구성하였다.

• 대한화학회지
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• 제21권6호
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• pp.427-433
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• 1977

강물 시료속에 함유된 크롬, 철, 란탄, 스칸듐 및 아연의 함량을 방사화 분석법으로 동시정량하는 방법을 확립하였다. 10ml의 강물 시료를 사전 처리없이 석영관 속에 밀봉한 다음 열중성자속이 $1{\times}10^{13}n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}sec^{-1}$인 곳에서 1주일간 조사하였다. 약 2일간 냉각시킨 후 시료 속에든 원소들을 0.1M 옥신의 클로로포름용액으로 여러 pH에서 연속적으로 추출하였다. 감마선 분광분석을 위하여 유기층을 800챈널 펄스높이 분석기에 연결된 $″3\;{\times}\;3″$ NaI (T1) 검출기로 계측하였다. 본분석법에 의하여 대부분의 강물 시료에 ppb 농도범위로 함유된 이들 원소들의 정량이 가능하였다. 추적자를 써서 이들 원소의 정량적 분리를 위한 연구를 수행하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• 대한화학회지
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• 제17권1호
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• pp.20-24
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• 1973

$^{93}Nb(n,\alpha)^{90}Y$, $^{90}Zr(n,p)^{90}Y$,$^{93}Nb(n,\alpha)^{90m}Y$및 $^{90}Zr(n,p)^{90m}Y$반응의 평균 핵분열 반응단면적을 결정하였다. $\alpha-$히드록시 이소부티르산을 용출제로한 양이온 교환 수지통을 사용하여 생성된 핵종을 정량적으로 분리하였다. $^{90m}Y$ 및 $^{90}Y$의 절대측정은 $\gamma-$선 분광법 및 보정된 $2\pi$계측기로 각각 $0.14\pm0.01mb$, $0.83\pm0.02mb$, $0.018\pm0.02mb$ 및 $0.33\pm0.02mb$이었다. $^{90}Y$ 대신 $^{90m}Y$ 를 사용하는 편이 니오브를 정량하기 위한 보다 좋은 분석방법이 될 수 있음을 알았으며 그 가능성에 대하여 검토하였다.