• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Journal of the Korean Magnetics Society
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• v.15 no.2
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• pp.142-147
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• 2005

The embrittlement of fast neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels was investigated by X-ray diffraction patterns at room temperature and $M\ddot{o}ssbauer$ spectroscopy at room- and liquid nitrogen-temperature. Neutron fluence on the samples were $10^{12},\;10^{13},\;10^{14},\;10^{15},\;10^{16},\;10^{17},\;10^{18}\;n/cm^2$. The X-ray diffraction patterns showed that the structure of the neutron unirradiated sample was bcc type, where as but the neutron irradiated samples with the fluence higher than $10^{17}\;n/{\cal}cm^2$ were so severely damaged, that bcc type structure disappeared. The $M\ddot{o}ssbauer$ spectra of all samples showed superposition of two or more sextets. In this paper all $M\ddot{o}ssbauer$ spectra were fitted by three set of sextet. The isomer shift and quadrupole splitting values were found around zero. At liquid nitrogen temperature, magnetic hyperfine field and absorption area increase rapidly S 1 sextet in the samples of $10^{17}\~10^{18}\;n/{\cal}cm^2$ neutron fluences. And at room temperature, magnetic hyperfine field and absorption increased rapidly at SI sextet in the samples of $10^{17}\~10^{18}\;n/{\cal}cm^2$ neutron fluences. This rapid increase of magnetic hyperfine field and absorption area were inferred to be caused by the change of $^{56}Fe,\;^{55}Mn$ into $^{57}Fe$ due to by neutron irradiation.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.23 no.1
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• pp.17-23
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• 1998

Dose response relationships for one of biological end-points (gene mutation) in somatic cells of Tradescantia 4430 clones were studied using neutrons coming out of a californium-252 isotopic source. And the relative biological effectiveness (RBE) of neutrons in relation to X-rays in the induction of TSH pink mutations was assessed. Inflorescences were irradiated with X-ray from X-ray generator and neutrons from $^{252}Cf$ source. Irradiated cuttings were incubated with aeration in neutrient solution under the controlled condition. For more than 4 weeks after irradiation cell mutations were scored. Pink mutation frequencies were calculated from the pooled data for the peak interval (days 6 to 13 post-irradiation). Somatic cell mutations in TSH showed linear dose response relationships in the range of neutron doses available for the experiment. The RBE values estimated for neutrons in relation to X-rays were in the range 3.1 to 6.8, which were much lower than normally recognized value.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.231-236
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• 1997

방사성물질의 수송 및 저장용기 등에 사용되는 실리콘고무계 및 수소 첨가된 비스페놀-A형 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 인장강도, 압축강도, 비중, 무게, 수소함량 등에 방사선이 미치는 영향을 검토하였다. 방사선 조사선량의 증가에 따라 실리콘고무계 중성자 차폐재(KNS-101 및 102)들의 인장강도, 압축강도, 비중 등이 증가하는 경향을 나타내었으며, 차폐재의 무게는 거의 변화가 없었으나, 수소함량은 약간 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 에폭시수지계 중성자 차폐재(KNS-201 및 202)들의 인장강도 및 압축강도는 0.1 MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 증가하다가 0.1MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었으며, 조사선량의 증가에 따른 차폐재들의 비중, 무게 및 수소함량은 크게 변하지 않는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.289-294
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• 1996

핵연료를 고밀도로 저장하고 수송하기 위한 핵연료저장대 및 수송용기등에 중성자흡수재로 사용되는 Borated Stainless Steel (BSS)의 기계적 특성에 대해 검토하였다. BSS는 사용후연료의 저장 및 수송시 중성자흡수재로서 뿐만 아니라 구조재로 사용되기 때문에 구조물의 건전성측면에서 기계적 특성은 중요하다. 본 논문에서는 BSS의 기계적 특성 중에서 붕소농도 증가 및 중성자 조사전후 재료의 인장강도 및 항복강도, 충격에너지 및 경도 등에 대해 검토하였다. BSS는 원자력 부품용 지지구조물의 구조재로서 ASME 코드화되는 경우 핵연료 저장 및 수송용기등에 널리 활용될 것으로 판단된다. 검토된 자료는 BSS를 사용하는 핵연료 저장대의 구조설계에 활용될 것이다.

• 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 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.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.10 no.1
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• pp.107-112
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• 2014

The Code of Federal Regulations, Title 10, Part 50, Appendix H requires surveillance program for reactor pressure vessel(RPV) that the peak neutron fluence at the end of the design life of the vessel will exceed $1.0E+17n/cm^2$ (E>1.0MeV). 2D/1D Synthesis method based on DORT 3.1 transport calculation code has been widely used to determine fast neutron(E>1.0MeV) fluence exposure to RPV in the beltline region. RAPTOR-M3G(RApid Parallel Transport Of Radiation-Multiple 3D Geometries) performing full 3D transport calculation was developed by Westinghouse and KRIST(Korea Reactor Integrity Surveillance Technology) and applied for the evaluations of In-Vessel and Ex-Vessel neutron dosimetry. The reaction rates from measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.10 no.3
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• pp.145-151
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• 1978

Based on the Butler scattering kernel for D$_2$O, a computer code DEUKEB has been developed to compute the scattering laws, differential scattering cross sections and total scattering cross sections. Interference scattering between ally two atoms of a D$_2$O molecule is important in resolving the distribution of scattered neutrons in thermal energy region. Energy-transfer scattering cross sections are, therefore, studied in the various incident neutron energies. This study may be put in practice to utilize the kernel in determining the neutron spectrum in a reactor system. The study also shows that the scattering process in D$_2$O is somewhat different from that in $H_2O$.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.763-768
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• 1998

방사성동위원소 생산용 표적을 중성자 조사하기 위해 하나로의 제반 특성을 고려하여 조사용기를 개발하였다 IP(Isotope Production), HTS(Hydraulic Transfer System) 조사공별로 내.외부용기를 제작하였으며 재료는 검증된 Al-1050을 사용하였다. 내부용기는 냉간용접(Cold Welding) 하고, 외부용기는 TIG(Tungsten Inert Gas) 또는 전자빔으로 용접한 후 He을 충진하고 밀봉하였다. 조사용기의 건전성을 입증하기 위해 기포누설시험, 내압시험, 가열시험, 침투탐상시험, He 누설시험을 수행하였다. 기포누설시험 결과 내부용기는 90% 이상이 3x$10^{-6}$atm.cc/sec 이하의 누설율을 보였고, 내압시험 결과 파단압력은 28kg/$\textrm{cm}^2$ 정도였다. 외부용기는 TIG 용접시 70%, 전자빔 용접시 90% 이상이 누설율 1x$10^{-8}$atm.cc/sec 이하였다. 개발된 조사용기를 사용하여 하나로에서 200여회 방사성동위원소를 생산하였으나 중성자 조사중 누출을 포함한 기타의 문제가 발생하지 않았다. 조사용기 개발에서 확립된 밀봉시험, 내압시험 및 가열시험 방법은 기체표적이나 내압이 발생하는 표적용기의 개발 및 시험에 응용할 수 있다.