• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.10 no.1
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• pp.67-73
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• 1985

The manganous sulfate bath method for neutron source calibrations at the K-SRI is described together with the measurement of neutron emission rate of a source and the corrections applied for capture by competing nuclei of neutrons, and thermal neutron leakage, neutron absorption in the source itself. The commercially available neutron sources (Am-Be, $^{252}Cf$) for the calibration checks of neutron radiation instruments in the MeV range are considered in this paper.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.14 no.1
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• pp.66-70
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• 1989

In routine testing, the radioactive neutron sources are particularly suitable for producing standard. neutron fields. The ISO TC-85 has proposed neutron reference radiation for the calibration of neutron measuring devices used for radiation protection purposes. Radiation laboratory of KSRI has installed a standard irradiation facility using $^{252}Cf$ and $^{241}Am-Be$ sources for calibrating personal dosimeters according to the recommendations given in ISO TC-85. In this study, correction factors for calibration related to neutron scattering and anisotropy are obtained by experiments with commercial rem meter for demonstration purposes.

• Analytical Science and Technology
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• v.5 no.4
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• pp.367-372
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• 1992

In order to measure the energy spectrum of a radioactive neutron source, the pulse shape discrimination (PSD) system with organic scintillator, NE-213, was characterized by using some of the gamma ray sources and neutron source, Am-Be. The figure of merit of the rise time spectrum of AmBe source measured by this system was about 1.13. This value agrees well with the value of 1.3 which is measured for monoenergetic source, $^{12}C(d,\;n)^{13}N$. The results of present experiment for performance test of NE213-PSD system will provide the useful technique to measure the spectrum of neutron-gamma mixed field and to establish the neutron energy spectrum and flux density standards.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.606-611
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• 1998

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.757-762
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• 1998

“하나로”를 이용하여 강내 조사용으로 사용되는 $^{192}$ Ir 선원의 제조법을 확립하였다. HTS (Hydraulic Transfer System)조사공에서 48시간 조사한 $\psi$2.5 mm x t 0.25 mm의 원판형 Ir 표적 10장을 쌓아서 방사능이 1.012 Ci인 선원을 시험제조하였다. 선원 제작에 관련된 생성방사능, 중성자 자기홉수효과 인자를 이론적으로 계산하여 시험제조에 사용하였고 ${\gamma}$선 자기흡수효과는 실험으로 측정하여 암 치료에 요구되는 10-20 Ci 선원의 상용생산에 필요한 자료를 확보하였다. 치료용 소선원 제작에 관련된 표적제작, 중성자조사, 방사능 측정, 선원조립, 밀봉용접, 품질관리 등의 제작기술을 확립하고 선원의 안전성은 밀봉시험, 표면오염검사 등을 수행하여 확인하였다. 제조된 선원은 실제 사용되는 조사장치에 장착하여 기능시험을 수행할 것이다. 이번 실험을 통하여 강내 조사용으로 사용되는 10-20 Ci 방사능의 $^{192}$ Ir 선원을 안정적으로 공급할 수 있음을 확인하였으며 하나로를 이용하여 캡슐 직경 4 mm의 치료용 소선원 제작기술을 확립하였다. 개발된 /spp 192/Ir 강내 조사용 선원은 국내 5-6개 병원에 공급할 것이며 이 기술을 바탕으로 직경 1.1-1.6 mm의 강내 조사용 선원도 개발할 예정이다.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.228-228
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• 2003

차세대관리 종합공정에서 취급되는 기준 방사선원은 경수로에서 배출된 우라늄-235 농축도 3.5 wt%, 연소도는 43 Gwd/tU 이며 냉각기간은 10년인 사용후핵연료이다. 사용후핵연료의 기준 사양과 차세대관리 종합공정의 특성에 따라 최대 1,385 TBq의 방사선원이 핫셀내에 존재하게 되며, 핫셀 차폐벽은 총 방사능량에 대한 차폐능을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀 차폐벽의 중성자에 대한 차폐능을 평가하기 위하여, 본 연구에서는 ORIGEN-2 코드를 이용하여 사용후핵연료에서 발생하는 핵종 및 핵종량을 평가하였으며, 이 자료를 기초로 하여 중성자 선원항을 SOURCES코드를 이용하여 계산하였다.

• Analytical Science and Technology
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• v.5 no.1
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• pp.57-61
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• 1992

For the neutron spectrum measurement, $^6Li$ neutron spectrometer system is installed. The characteristic of the $^6Li$ detector are investigated using a $^{137}Cs$ and $^{207}Bi$ point source, and the neutron capture peaks and the pulse height spectrum using an $^{214}Am-Be$ neutron source are measured. Furthermore, the pulse height spectrum for the irradiation time variation from the (214)^Am-Be neutron source, and for the distance variation between detector and source, and the threshold variation of discriminator are measured.

• Proceedings of the Korea Society for Industrial Systems Conference
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• 2002.06a
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• pp.38-46
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• 2002

본 연구에서는 성토 다짐용 밀도 및 수분의 측정을 위하여 중성자 검출기는 2개 이상 그리고 감마선 검출기는 5개 이상 사용하여 함을 알 수 있었고, 또한 방사능 대비 방사선 방출수가 다른 선원에 비하여 우수한 Co-60 감마선원과 Cf-252 중성자 선원을 본 계기에 이용하는 것이 정밀도를 향상시키기 위하여 유리하다는 것을 알 수 있었다. 본 연구에서 설계하고 제작한 성토 다짐용관리용 밀도 및 수분 함량 측정기는 국내의 도로 공사 현장에서 성토의 다짐관리를 위하여 이용될 수 있을것으로 사료된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.417.1-417
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.