• 한국전기전자재료학회논문지
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• 제20권5호
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• pp.467-470
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• 2007

Application field of neutron beam is very broad including industry, medicine and science. But the research and development and use of neutron beam is restricted within in narrow limits in this country, because neutron beam facility is insufficient - a big research facility of nuclear reactor(HANARO) and some small industrial facilities which use radioisotope neutron source are available. This paper compare and investigate the results of experiment and numerical analysis of the discharge in the spherically convergent beam fusion device which were expected as a portable neutron source. The spherically convergent beam fusion device will offer stability in neutron production, possibility of movement for convenience, low construction cost and higher neutron flux than radioisotope neutron source. The star mode discharge which efficiently generate neutron, were observed at both results.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권1호
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• pp.31-37
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• 2007

하나로와 동위원소 생산시설을 활용하여 비파괴검사용 $^{192}Ir$ 미세초점선원의 생산기술을 개발하였고 현장적용시험을 통하여 개발된 제품의 성능을 확인하였다. 직경 0.5 mm ${\times}$ 높이 0.5 mm인 선원의 개발을 위해 알루미늄 캡슐 압착 방법 및 장치를 개발하여 표적을 제작하였으며, 하나로를 이용한 방사능 생성량을 평가한 결과 약 3.0 Ci 방사능의 선원 제조가 가능함을 확인하였다. 또한 컴퓨터 CPU 및 탄소강에 대한 비파괴검사를 실시하여 투과도계 감도 및 기하학적 불선명도가 비교 대상 선원에 비해 우수함을 확인하였다. 이 선원의 초점크기는 기존의 선원에 비해 매우 작기 때문에 근접 및 접촉촬영과 튜브-튜브시트 용접부의 비파괴검사에 있어 기하학적 불선명도를 최소화 할 수 있을 것이다.

• 분석과학
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• 제16권3호
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• pp.232-239
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• 2003

청주시 석남천 유역의 4개 지점, 미호천 유역의 1개 지점, 석남천과 미호천 합류지역의 1개 지점 등 6개 지점을 기준지점으로 택하고, 각 지점의 상층, 중층, 하층에서 침전물을 채취하여 조사용 시료를 제작하였다. 한국원자력연구소의 연구용 원자로(HANARO)의 중성자 선을 이용한 중성자 방사화 분석법으로 원소함량을 분석하였다. 미국 표준연구원(NIST)의 인증표준물질을 이용하여 시료 중의 30 개 원소들의 함량을 비교법으로 분석하였다. 그 분석 결과로부터 하천오염원지역에서 하류로 이어지는 지역의 침전물 오염도분포조사 및 예측시 오염물질의 원소비중과 유속을 고려해야 하며 하천침전물의 함량분석을 위한 시료를 채취할 때 시료의 지역적 대표성을 확립하기 위해서는 원소의 비중과 유속 등을 고려하여 수직적 범위를 정할 필요가 있음을 알았다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제3권3호
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• pp.165-169
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• 2002

반도체 소자의 기판 재료로 사용되고 있는 실리콘 웨이퍼는 그 정밀도가 매우 중요하다. 본 연구에서는 균일한 Dopant농도 분포를 얻을 수 있는 중성자 변환 Doping을 이용하여 실리콘에 인(P)을 Doping하는 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 하나로 원자로를 이용하여 고저항(1000∼2000Ωcm) FZ실리콘 웨이퍼에 중성자 조사하여 저항의 변화를 관찰하였고, 중성자 조사시 발생하는 점결함을 분석하여 점결함이 저항 변화에 미치는 영향을 알아보았다. 중성자 조사 전 이론적 계산에 의해 HTS조사공은 5Ωcm, 20.1Ωcm이고 IP3조사공은 5Ωcm, 26.5Ωcm, 32.5Ωcm이었고, 중성자 조사 후 SRP로 측정한 결과 실제 저항값은 HTS-1 2.10Ωcm, HTS-2 7.21Ωcm이었고. IP-1은 1.79Ωcm, IP-2는 6.83Ωcm, 마지막으로 IP-3는 9.23Ωcm이었다. DLTS측정 결과 IP조사공에서 새로운 피크의 결함을 발견할 수 있었다. 또한 중성자 조사후의 저항변화는 열중성자량에 의존하며 조사공의 종류와는 무관하다.

• 대한지하수환경학회지
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• 제5권2호
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• pp.116-121
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• 1998

환경의 오염 및 보존에 대한 연구에 적용하기 위한 원소의 조성이 다른 퇴적물 시료중의 33종의 원소농도를 중성자방사화분석을 이용하여 정량하였다. 분석법의 검증과 평가를 위해 3종의 표준물질(NIST SRM 2종과 NRCC CRM 1종)을 선정하여 분석의 정밀도 및 정확도를 측정하고 보증값과 비교함으로서 분석절차를 평가하였고, 최적의 분석조건을 조사하므로서 실제 시료에 적용하기 위한 분석절차를 확립하였다. 시료의 중성자 조사는 한국원자력연구소의 연구용원자로(TRIGA MARKIII & HANARO, neutron flux, 1-3$\times$$10^{13}$n/$\textrm{cm}^2$.s)를 이용하였다. 추가로, 앞에서 정해진 분석절차에 따른 퇴적물 분석의 정확성 및 신뢰도를 확인하기 위해 두 가지 IAEA의 퇴적물 시료를 분석하여 Al, As, Co, Cr, Fe, Sb, Zn 등의 함량값을 XRF, ICP-MS, AAS에 의한 분석결과와 상호비교하였으며, 비교적 잘 일치하였다.

• 한국가시화정보학회지
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• 제9권4호
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• pp.63-68
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• 2011

The flow-field of a liquid-metal system is very important for the safety analysis and the design of the steam generator of liquid-metal fast breeder reactor. Dynamic neutron radiography (DNR) is suitable for a visualization and measurement of a liquid metal flow and a two-phase flow in a metallic duct. However, the three dimensional DNR techniques is not enough to obtain the velocity information in the wide channel up to now. In this research, a high speed DNR technique was applied to visualize the heavy liquid-metal flow field in the narrow channel with the HANARO-beam facility. The images were taken with a high frame-rate neutron radiography at 250 fps and analyzed with a Particle Image Velocimetry(PIV) method. The images were compared with the results of the commercial CFX code to study the feasibility of DNR technique for the measuring the heavy liquid-metal flow field. The PIV images could discern the turbulent vortex flow in the two-dimensional narrow channel.

• 한국분말재료학회지
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• 제10권5호
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• pp.318-324
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• 2003

The nano-scale crystallite sizes of uranium oxide powders in simulated spent fuel were measured by the neutron diffraction line broadening method in order to analyze the sintering behavior of the dry process fuel. The mixed $UO_2$ and fission product powders were dry-milled in an attritor for 30, 60, and 120 min. The diffraction patterns of the powders were obtained by using the high resolution powder diffractometer in the HANARO research reactor. Diffraction line broadening due to crystallite size was measured using various techniques such as the Stokes' deconvolution, profile fitting methods using Cauchy function, Gaussian function, and Voigt function, and the Warren-Averbach method. The non-uniform strain, stacking fault and twin probability were measured using the information from the diffraction pattern. The realistic crystallite size could be obtained after separation of the contribution from the non-uniform strain, stacking fault and twin.

• Journal of Welding and Joining
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• 제19권1호
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• pp.88-94
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• 2001

DUPIC (Direct use of spent PWR fuel in CANDU reactors) nuclear fuel is a CANDU fuel fabricated remotely from spent PWR fuel materials in a hot cell. The soundness of the end closure welds of nuclear fuel elements is an important factor for the safety and performance of nuclear fuel. To evaluate the soundness of the end closure welds of DUPIC fuel element, a precise X-ray inspection system is developed using a micro-focus X-ray generator with an image intensifier and a real time camera system. The fuel elements made of Zircaloy-4 and stainless steel by an Nd:YAG laser welding and a TIG welding aye inspected by the developed inspection system. The soundness of the welds of the fuel elements was confirmed by the X-ray inspection process, and the irradiation test of DUPIC fuel elements has been successfully completed at the HANARO research reactor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권3호
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• pp.301-310
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• 2006

Destructive methods were used for the burnup determination of U-Zr alloy nuclear fuel irradiated in the High-flux Advanced Neutron Application Reactor (HANARO) at KAERI. The dissolution rate of unirradiated U-Zr alloy fuel in $HNO_3$/HF mixtures was investigated for the experimental conditions of a different temperature, and initial concentrations of HF and $HNO_3$. The irradiated U-Zr alloy fuel specimen was dissolved in a mixed acid condition of 3 M HNO3 and 1 M HF at $90^{\circ}C$ for 8 hours under reflux. The total burnup was determined from measurement of the Nd isotope burnup monitors. The method includes U, Pu, $^{148}Nd,\;^P{145}Nd+^{146}Nd,\;^{144}Nd+^{143}Nd$ and total Nd isotopes determination by the isotope dilution mass spectrometric method (IDMS) using triple spikes $(^{233}U,\;^{242}Pu\;and\;^{150}Nd)$. The effective fission yield was calculated from the weighted fission yields averaged over the irradiation period. The results are compared with that obtained by the destructive -spectrometric measurement of the $^{137}Cs$ monitor.

• The Journal of the Acoustical Society of Korea
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• 제18권1E호
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• pp.7-12
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• 1999

In relation to a non-destructive evaluation of irradiation damages, the changes in the hysteresis loop and Barkhausen noise amplitude and the harmonics frequency due to a neutron irradiation were measured and evaluated. The Mn-Mo-Ni low alloy steel of RPV was irradiated to a neutron fluence of 2.3 ×10/sup 19/ n/㎠ (E ≥1 MeV) at 288℃. The saturation magnetization of neutron irradiated metal did not change. The neutron irradiation caused the coercivity to increase, whereas susceptibility to decrease. The amplitude of Barkhausen noise parameters associated with the domain wall motion were decreased by a neutron irradiation. The spectrum of Barkhausen noise is analysed with an applied frequency of 4 Hz and 8 Hz, sampling time of 50 μ sec and 20 μ sec. The harmonic frequency shows 4 Hz, 8 Hz, 12 Hz and 16 Hz reflected from an unirradiated specimen. On the contrary, the harmonic frequency disappeared on the irradiated specimen. In addition to the amplitude, the harmonic frequency of Barkhausen noise is taken into accounts as a promising tool for monitoring the irradiation induced degradation of the reactor materials such as a SA508 of PWR-RPV steel and a Zr₄ of HANARO-CNH.