방사선 중성자 선원의 에너지 스펙트럼을 측정하기 위하여 액체 섬광 검출기(NE213)와 펄스모형 분리장치를 감마선 선원과 중성자 선원을 이용하여 그 감응 특성을 분석하였다. Am-Be 선원을 이용하여 이 장치에 대한 "Figure of Merit"을 측정한 결과 1.13 이었다. 이 값은 단색 에너지 중성자 선원인 $^{12}C(d,\;n)^{13}N$에서의 1.3 과 상당히 유사한 값을 보여 준다. NE213-PSD 장치의 성능 시험을 위한 이 실험결과는 중성자-감마 혼합 방사선장에서 스펙트럼의 측정과 중성자 에너지 스펙트럼과 속밀도 측정표준을 확립하는 데 기술적으로 유용하게 쓰일 것이다.
Kang Hee-Young;Koo Gil-Mo;Ha Jang-Ho;Kim Ho-Dong;Yang Myung-Seung
한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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pp.344-349
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2005
Neutron count rate measurements to assay fissile content of uranium powder have been carried out in a neutron counter. The induced fission neutrons by Cf-252 neutron source are counted as the variation of fissile material in fuel material. The measured counts are compared with equivalent results obtained from calculation. It shows that the measured neutron counts versus quantity of $UO_2$ powder enrichment agreed reasonably well with the calculated values.
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.
An Exponential experiment system which is composed of a neutron detector, a signal analysis system and a neutron source, Cf-252 has been installed in order to experimentally determine the neutron effective multiplication factor for a PWR spent fuel assembly. The axial background neutron flux is measured in a preliminary performance test. From the results, the spacer grid position is determined to be consistent with the design specifications within a 2.3% relative error. The induced fission neutron for four of the assemblies is also measured by scanning the neutron source, Cf-252 or the neutron detector. The exponential decay constants have been evaluated by the application of the Poisson regression to the net induced fission neutron counts. The measured keffs determined on the basis of the exponential decay constants of Cl5 appeared to be 0.541, 0.540, 0.597 and 0.556, respectively, which are comparable with 0.55195$\pm$0.00232 of the MCNP calculation.
Background: This study aims to calculate detector positions as a design of a radioactive source localizing radiation portal monitor (RPM) system using an improved genetic algorithm. Materials and Methods: To calculate of detector positions for a source localizing RPM system optimization problem is defined. To solve the problem, a modified iterative genetic algorithm (MIGA) is developed. In general, a genetic algorithm (GA) finds a globally optimal solution with a high probability, but it is not perfect at all times. To increase the probability to find globally optimal solution rather, a MIGA is designed by supplementing the iteration, competition, and verification with GA. For an optimization problem that is defined to find detector positions that maximizes differences of detector signals, a localization method is derived by modifying the inverse radiation transport model, and realistic parameter information is suggested. Results and Discussion: To compare the MIGA and GA, both algorithms are implemented in a MATLAB environment. The performance of the GA and MIGA and that of the procedures supplemented in the MIGA are analyzed by computer simulations. The results show that the iteration, competition, and verification procedures help to search for globally optimal solutions. Further, the MIGA is more robust against falling into local minima and finds a more reliably optimal result than the GA. Conclusion: The positions of the detectors on an RPM for radioactive source localization are optimized using the MIGA. To increase the contrast of the measurements from each detector, a relationship between the source and the detectors is derived by modifying the inverse transport model. Realistic parameters are utilized for accurate simulations. Furthermore, the MIGA is developed to achieve a reliable solution. By utilizing results of this study, an RPM for radioactive source localization has been designed and will be fabricated soon.
Spent fuels (SFs) are stored in a storage pool after discharge from nuclear power plants. They can be transferred to for the further processes such as dry storage sites, processing plants, or disposal sites. One of important measures of SF is the burnup. Since the radioactivity of SF is strongly dependent on its burnup, the burnup of SF should be well estimated for the safe management, storage, and final disposal. Published papers about the methodology for the burnup estimation from the known activities of important radioactive sources are somewhat rare. In this study, we analyzed the dependency of the burnup on the important radiation source activities using ORIGEN-ARP, and suggested simple correlations that relate the burnup and the important source activities directly. A burnup estimation equation is suggested for PWR fuels relating burnup with total neutron source intensity (TNSI), initial enrichment, and cooling time. And three burnup estimation equations for major gamma sources, 137Cs, 134Cs, and 154Eu are also suggested.
한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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pp.76-85
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2005
The conceptual study of Accelerator Driven System (ADS) had lasted for about five years and ended in 1999 in China. As one project of 'the major state basic research program (973)' in energy domain, which is sponsored by the China Ministry of Science and Technology (MOST), a five years program of basic research for ADS physics and related technology has been launched since 2000 and passed national review last month. CIAE (China Institute of Atomic Energy), IHEP (Institute of High Energy Physics), PKU-IHIP (Institute of Heavy Ion Physics in Peking University) and other institutions are jointly carrying on the research. The research activities are focused on HPPA physics and technology, reactor physics of external source driven sub-critical assembly, nuclear data base and material study. For HPPA, a high current injector consisting of an ECR ion source, LEBT and a RFQ accelerating structure of 3.5MeV has been built. In reactor physics study, a series of neutron multiplication experimental study has been carried out and is being carrying on. The VENUS facility has been constructed as the basic experimental platform for the neutronics study in ADS blanket. It's a zero power sub-critical neutron multiplying assembly driven by external neutron produced by a pulsed neutron generator. The theoretical, experimental and simulation study on nuclear data, material properties and nuclear fuel circulation related to ADS is carrying on to provide the database for ADS system analysis. The main results on ADS related researches will be reported.
It is shown, that both cosmic radiation (external source) and natural radioactive gases (inner source) are sources of neutrons near the Earth crust. Correlation between the Earth crust dynamics and variations of thermal and slow neutron flux near the Earth surface is studied. It is shown, that variations of neutron flux near the Earth crust can be used for short-term predicting of natural hazards.
Park, Koon-Nam;Sim, Chuel-Muu;Park, Chang-Oong;Lee, Chang-Hee;Park, Jong-Hark
Journal of Mechanical Science and Technology
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제16권7호
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pp.927-934
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2002
The HANARO ( High-flux Advanced Neutron Application Reactor) has been operated since 1995. The Cold Neutron (CN) hole was implanted in the reflector tank from the design stage. Before a vacuum chamber and a moderator cell for the cold neutron source are installed into the CN hole, it is necessary to measure exactly the size of the inside diameter and thickness of the CN hole to prevent the interference problem. Due to inaccessibility and high radiation field in the CN hole, a mechanical measurement method is not permitted. The immersed ultrasonic technique is considered as the best way to measure the thickness and the diameter of the CN hole. The 4-Axis manipulator was designed and fabricated for locating the ultrasonic sensors. The transducer of an ultrasonic sensor having 10 MHz frequency leads to high resolution as much as 0.03mm. The inside diameter and thickness of 550 points of the CN hole were measured using 2 channel ultrasonic sensors. The results show that the thickness and inside diameter of the CN hole is in the range of 3.3∼6.7mm and 156∼ 165mm, respectively. This data will be a good reference for the design of the cold neutron source facility.
The evaluation of radioactivated components of heavy-ion accelerator facilities affects the safety of radiation management and the exposure dose for workers. and this is an important issue when predicting the disposal cost of waste during maintenance and dismantling of accelerator facilities. In this study, the FLUKA code was used to simulate the proton treatment device nozzle and classify the radio-nuclides and total radioactivity generated by each component over a short period of time. The source term was evaluated using NIST reference beam data, and the neutron flux generated for each component was calculated using the evaluated beam data. Radioactive isotopes caused by generated neutrons were compared and evaluated using nuclide information from the International Radiation Protection Association and the Korea Radioisotope association. Most of the nuclides produced form of beta rays and electron capture, and short-lived nuclides dominated. However, In the case of 54Mn, which is a radioactive product of iron, the effect of gamma rays should be considered. In the case of tritium generated from a material with a low atomic number, it is considered that handling care should be taken due to its long half-life.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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