Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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v.3
no.3
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pp.165-169
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2002
Silicon wafer is very important accuracy make use semiconductor device substrate. In this research, for the uniformity dopant density distribution obtained to Neutron Transmutation Doping on make use Si in P Doping study work. In this research. we irradiated neutron on FZ silicon wafers which had high resistivity (1000~2000 ${\Omega}$cm), HANARO reactor was utilized resistivity changes due to observed, the generation of neutron irradiation on point defect analyzed, point defect on resistivity changes inquire into the effect. Before neutron irradiation theoretical due to calculated 5 ${\Omega}$-cm, 20.1 ${\Omega}$-cm for HTS hole and 5 ${\Omega}$-cm, 26.5 ${\Omega}$-cm, 32.5 ${\Omega}$-cm for IP3 hole. After neutron irradiation through SRP measurement the designed resistivities were approached, which were 2.1 H-cm for HTS-1, 7.21 ${\Omega}$-cm for HTS-2, 1.79 ${\Omega}$-cm for IP-1, 6.83 ${\Omega}$-cm for IP-2, 9.23 ${\Omega}$-cm for IP-3, respectively. Also after neutron irradiation resistivity changes due to thermal neutron dependent irradiation hole types free.
KD₂PO₄ single crystals were grown from D₂O with reagent KH₂PO₄ and the crystal structure was determined by X-ray and neutron diffraction methods. The crystals are tetragonal at room temperature, I42d, with lattice parameters of a=7.4633(7), c=6.9785(5) Å and Z=4. Intensity data were collected on an Enraf-nonius CAD4 diffractometer with a graphite monochromated MoK/sub α/ radiation (λ=0.7107Å) and on the neutron four circle single crystal diffractometer with Ge(331) monochromated neutron beam (λ=0.997Å). The structure was refined by full-matrix least-square to final R and wR values of 0.030 and 0.072, respectively, for 204 observed reflections with I>2σ(I) by X-ray diffraction and to final R=0.041 and wR=0.096 for 144 observed relfecdtions by neutron diffraction. The O…O distance of 2.516(4)Å obtained by X-ray diffraction is the same as that of 2.515(4)Å by neutron diffraction. On the other hand, the O-D/H distance of 0.84(4)Å by X-ray diffraction is considerably shorter than 1.029(7) Åby neutron diffraction. Hydrogen and deuterium can be readily distinguished by neutrons. In this crystal 66% of H-positions were substituted by D and the rest 34% occupied by H. The phase transition temperature of DKDP obtained with deuteration levels is f193K. This value agrees fairly well with the result of DSC measurement. The nuclear density distribution by neutron diffraction provides an observation of the disordered state of D/H in KD₂PO₄ at room temperature.
With an aim of comparison, single grain Y-Ba-Cu-O (YBCO) bulk superconductors were fabricated using a liquid infiltration growth (LIG) process and a conventional melt growth (MTG) process with top seeding. The MTG process uses an $YBa_2Cu_3O_{7-x}$(Y123) powder as a precursor, while the LIG process uses $Y_2BaCuO_5(Y211)/Ba_3Cu_5O_8(Y035)$ pre-forms. The growth of a single Y123 domain on the top seed was successful in the both processes. Different feature between the two processes is the interior microstructure regarding the critical current density ($J_c$). The LIG-processed YBCO sample showed a lower porosity, more uniform distribution of Y211 particles and the enhanced Y211 refinement compared to the conventional MTG process. The $J_c$ improvement in the LIG process is attributed to the dispersion of finer Y211 particles as well as lower porosity within the Y123 superconducting matrix.
Kim, Tae-Wook;Park, Jong-Mook;Park, Jong-Gil;Shin, Sang-Woon;Jun, Jae-Shik
Journal of Radiation Protection and Research
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v.26
no.2
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pp.67-71
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2001
In order to shield the neutrons affecting the background of Low Level Gamma Ray Spectrometer, a neutron shielder was designed. The method used in this study for neutron shielding was the deceleration of fast neutrons by high density polyethylene(HDPE) and the absorption of those slowing-down neutrons by $B_4C$. The calculation results of neutron Interaction in HDPE using Monte Carlo simulation code MCNP4B showed that the thermal-neutron flux was maximum at 10 cm thickness of HDPE. The results also showed that 95% of the thermal neutrons were absorbed by 2 mm thickness of $B_4C$ absorber Consisted of 30 w% $B_4C$ and 70 w% polymer. The results of the Monte Carlo calculation were in good agreement with the experimental value obtained by a neutron shielding apparatus designed for this purpose.
The radioactive pollutant could migrate to the downstream urban area under the action of atmospheric dispersion due to the turbulent mixing under actual pollution accidents. A scenario in which radioactive contaminants from the upstream (for example, a nearshore nuclear power plant accident) migrates to the downstream urban blocks have been considered in this study. Numerical simulations using computational fluid dynamics (CFD) are then conducted to investigate the effects of the urban morphology (building packing density and layout) on the atmospheric dispersion of radioactive pollutants in this scenario. The building packing density and structure can significantly affect urban areas' mean flow pattern and the turbulent kinetic energy (TKE). The flow pattern and the TKE distribution influence the radioactive pollution dispersion. It is found that the radioactive pollution at the urban canyons is significantly affected by the vertical transport at the canyon. A comparison of the distributions of radioactive and traditional non-radioactive pollutants is also provided.
Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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2011.10a
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pp.7-7
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2011
Quantum beam technology has been expected to develop breakthroughs for nanotechnology during the third basic plan of science and technology (2006~2010). Recently, Green- or Life Innovations has taken over the national interests in the fourth basic science and technology plan (2011~2015). The NIMS (National Institute for Materials Science) has been conducting the corresponding mid-term research plans, as well as other national projects, such as nano-Green project (Global Research for Environment and Energy based on Nanomaterials science). In this lecture, the research trends in Japan and NIMS are firstly reviewed, and the typical achievements are highlighted over key nanotechnology fields. As one of the key nanotechnologies, the quantum beam research in NIMS focused on synchrotron radiation, neutron beams and ion/atom beams, having complementary attributes. The facilities used are SPring-8, nuclear reactor JRR-3, pulsed neutron source J-PARC and ion-laser-combined beams as well as excited atomic beams. Materials studied are typically fuel cell materials, superconducting/magnetic/multi-ferroic materials, quasicrystals, thermoelectric materials, precipitation-hardened steels, nanoparticle-dispersed materials. Here, we introduce a few topics of neutron scattering and ion beam nanofabrication. For neutron powder diffraction, the NIMS has developed multi-purpose pattern fitting software, post RIETAN2000. An ionic conductor, doped Pr2NiO4, which is a candidate for fuel-cell material, was analyzed by neutron powder diffraction with the software developed. The nuclear-density distribution derived revealed the two-dimensional network of the diffusion paths of oxygen ions at high temperatures. Using the high sensitivity of neutron beams for light elements, hydrogen states in a precipitation-strengthened steel were successfully evaluated. The small-angle neutron scattering (SANS) demonstrated the sensitive detection of hydrogen atoms trapped at the interfaces of nano-sized NbC. This result provides evidence for hydrogen embrittlement due to trapped hydrogen at precipitates. The ion beam technology can give novel functionality on a nano-scale and is targeting applications in plasmonics, ultra-fast optical communications, high-density recording and bio-patterning. The technologies developed are an ion-and-laser combined irradiation method for spatial control of nanoparticles, and a nano-masked ion irradiation method for patterning. Furthermore, we succeeded in implanting a wide-area nanopattern using nano-masks of anodic porous alumina. The patterning of ion implantation will be further applied for controlling protein adhesivity of biopolymers. It has thus been demonstrated that the quantum beam-based nanotechnology will lead the innovations both for nano-characterization and nano-fabrication.
Kim, Hyeong-Jin;Chang, Byung-Uck;Byun, Jong-In;Song, Myeong Han;Kim, Jung-Ho
Journal of Radiation Protection and Research
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v.38
no.1
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pp.44-51
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2013
ICRP recommended that cosmic ray exposure to the pilot and cabin crew would be considered as an occupational exposure due to their relatively high exposure. Since 2012 with the Act No. 10908 (Natural radiation management), the guideline of cosmic ray exposure to the pilot was established in Korea. The applicability of the solid-state nuclear track detector for personal dose assessment of pilot and cabin crew was evaluated. Dose linearity and angle dependence of dosimeters to the neutron were evaluated by $^{252}Cf$ neutron emitting source. The track density has a good agreement with the dose ($r^2$=0.99) and highly dependent on the degree of an angular of the dosimeter to the neutron source. In addition, the dosimeters (SSNTD) were exposed to cosmic ray in an aircraft during its cruising for more than two months in collaboration with Airline Pilots Association of Korea. Although the correlation between the track density from aircraft cruising altitude and expected neutron dose is low, however RSNS dosimeter could be used for personal neutron dosimeter. For application of RSNS as a personal dosimeter for pilot and cabin crew, additional studies are required.
KIM, JEONG DONG;AHN, SANGJOON;LEE, YONG DEOK;PARK, CHANG JE
Nuclear Engineering and Technology
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v.47
no.3
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pp.380-387
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2015
A lead slowing-down spectrometer (LSDS) system is a promising nondestructive assay technique that enables a quantitative measurement of the isotopic contents of major fissile isotopes in spent nuclear fuel and its pyroprocessing counterparts, such as $^{235}U$, $^{239}Pu$, $^{241}Pu$, and, potentially, minor actinides. The LSDS system currently under development at the Korea Atomic Energy Research Institute (Daejeon, Korea) is planned to utilize a high-flux ($>10^{12}n/cm^2{\cdot}s$) neutron source comprised of a high-energy (30 MeV)/high-current (~2 A) electron beam and a heavy metal target, which results in a very intense and complex radiation field for the facility, thus demanding structural shielding to guarantee the safety. Optimization of the structural shielding design was conducted using MCNPX for neutron dose rate evaluation of several representative hypothetical designs. In order to satisfy the construction cost and neutron attenuation capability of the facility, while simultaneously achieving the aimed dose rate limit (< $0.06{\mu}Sv/h$), a few shielding materials [high-density polyethylene (HDPE)eBorax, $B_4C$, and $Li_2CO_3$] were considered for the main neutron absorber layer, which is encapsulated within the double-sided concrete wall. The MCNP simulation indicated that HDPE-Borax is the most efficient among the aforementioned candidate materials, and the combined thickness of the shielding layers should exceed 100 cm to satisfy the dose limit on the outside surface of the shielding wall of the facility when limiting the thickness of the HDPE-Borax intermediate layer to below 5 cm. However, the shielding wall must include the instrumentation and installation holes for the LSDS system. The radiation leakage through the holes was substantially mitigated by adopting a zigzag-shape with concrete covers on both sides. The suggested optimized design of the shielding structure satisfies the dose rate limit and can be used for the construction of a facility in the near future.
Journal of Korea Society of Industrial Information Systems
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v.7
no.4
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pp.37-45
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2002
In this study, to measure the density and moisture of compaction, it is designed to use the 2 neutron and 5 gamma-ray detectors. Also, it can be know that Co-60 gamma-ray and Cf-252 neutron source are more useful for this system, because discharge of radiation are better than other sources. They are more profitable to improve their accuracy. Especially, to remove the interference of their reciprocal action between neutron and gamma-ray detectors it is designed shield materials with lead between 2 neutron and 5 gamma-ray detectors each other. It is performed the optimal design to shield under the suggested values completely. Because this system will use portable, so decrease of their weight are so important. For this reason, it can be decrease their weight of 5.2[kg] with shield material between each detectors and it can be think mote easy to carry and use on the industrial Spot.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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