• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권4호
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• pp.375-385
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• 2001

The total burnup in the spent U$_3$Si/Al fuel samples from Hanaro reactor was determined by destructive methods using $^{148}$ Nd, the sum of $^{143}$ Nd and $^{144}$ Nd, the sum of $^{145}$ Nd and $^{146}$ Nd, and the sum of total Nd isotopes($^{143}$ Nd, $^{144}$ Nd, $^{145}$ Nd, $^{146}$ Nd, $^{148}$ Nd and $^{150}$ Nd) monitors. The fractional($^{235}$ U) turnup in the spent fuel samples was also determined by U and Pu mass spectrometric method. The samples were dissolved in a mixture of 4 M HCI and 10 M HNO$_3$ without any catalyst. The separation of U, Pu and Nd from the spiked and unspiked sample solutions was achieved by two sequential anion exchange separation methods. The isotope compositions of these elements, after their separation from the fuel samples were measured by mass spectrometry. The contents of the elements in the spent fuel samples were determined by isotope dilution mass spectrometric method(IDMS) using $^{233}$ U, $^{242}$ Pu and $^{150}$ Nd as spikes. The effective fission yield was calculated from the weighted fission yields averaged over the irradiation period. The difference between total turnup values determined by various Nd monitors were in the range of 1.8%.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제16권1호
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• pp.9-13
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• 2014

Effects of neutron irradiation on the superconducting properties of the undoped $MgB_2$ and the carbon(C)-doped $MgB_2$ bulk superconductors, prepared by an in situ reaction process using Mg and B powder, were investigated. The prepared $MgB_2$ samples were neutron-irradiated at the neutron fluence of $10^{16}-10^{18}n/cm^2$ in a Hanaro nuclear reactor of KAERI involving both fast and thermal neutron. The magnetic moment-temperature (M-T) and magnetization-magnetic field (M-H) curves before/after irradiation were obtained using magnetic property measurement system (MPMS). The superconducting critical temperature ($T_c$) and transition width were estimated from the M-T curves and critical current density ($J_c$) was estimated from the M-H curves using a Bean's critical model. The $T_cs$ of the undoped $MgB_2$ and C-doped $MgB_2$ before irradiation were 36.9-37.0 K and 36.6-36.8 K, respectively. The $T_cs$ decreased to 33.2 K and 31.6 K, respectively after irradiation at neutron fluence of $7.16{\times}10^{17}n/cm^2$, and decreased to 22.6 K and 24.0 K, respectively, at $3.13{\times}10^{18}n/cm^2$. The $J_c$ cross-over was observed at the high magnetic field of 5.2 T for the undoped $MgB_2$ irradiated at $7.16{\times}10^{17}n/cm^2$. The $T_c$ and $J_c$ variation after the neutron irradiation at various neutron fluences were explained in terms of the defect formation in the superconducting matrix by neutron irradiation.

• 분석과학
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• 제14권4호
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• pp.1075-1081
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• 2001

기기중성자방사화 분석법은 핵 분석기술의 대표적인 방법으로 비파괴-동시 다원소분석의 장점과 함께 절대측정값에 의해 정량 할 수 있다는 특징을 갖고 있다. 최근에는 정확도와 편의성을 만족할 수 있는 $k_0$-정량법을 사용한 기기중성자방사화 분석법이 세계적으로 일반화되고 있다. 본 연구에서는 $k_0$-법의 적용을 위하여 이 방법의 전체적인 개념의 소개와 함께 $k_0$-파라미터를 측정하고자 하였다. 이를 위하여 $k_0$-법의 개념이해와 정량에 필요한 인자들의 정의 및 파라미터인 $Q_0$(${\alpha}$)와 f 값을 결정하기 위한 수식과 실험적 측정방법 등을 요약하였고 중성자조사공에 따라 특성 값을 갖는 ${\alpha}$와 f 값을 하나로 연구용원자로의 방사화분석용 조사공(NAA#1)에서 측정하여 $k_0$-법의 도입을 위한 기반을 마련하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권3호
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• pp.121-126
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• 2008

한국원자력연구원 새빛연료과학동의 굴뚝에서 대기로 방출되는 배기의 방사능을 측정, 분석 및 평가하였다. 동 시설에서는 연구용원자로 하나로의 핵연료를 생산하는 외에 첨단 핵연료를 연구하고 있으며 환경을 보호하기 위하여 시설외부로 방출되는 굴뚝배기 방사능 감시기를 연속 가동하고 있다. 2008년 1월 $\sim$ 3월동안 굴뚝배기 방사능 감시기의 밀리포어 집진+CY8필터에 포집된 방사능과 핵종을 정기적으로 측정하고 핵종을 분석한 결과, 천연방사성 핵종인 라돈($^{222}Rn$)과 토론($^{220}Rn$)의 단 반감기의 딸핵종들 및 40K이 미량으로 검출되었으나 72시간 이내에 계측기의 최소검출방사능(MDA) 이하로 붕괴하였으며 우라늄 핵종은 검출되지않았다. 이로서 한국원자력연구원 새빛연료과학동으로부터 우라늄 핵종은 대기중으로 방출되지 않는 것으로 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권1호
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• pp.17-23
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• 2004

HPGe 검출기를 이용한 방사능 분석 시 효율교정을 위하여 통상적으로 사용하는 상용의 감마선 표준선원을 구입하는데 따르는 금전적인 문제와 장기간의 소요시간 등의 문제를 해결하기 위하여 본 연구에서는 표준선원을 직접 제작하였다. 측정하고자 하는 에너지 영역의 감마선을 방출하는 핵종이 포함된 시약을 원자로에서 조사시켜 방사화된 시약을 수용액 상태로 만들어 표준선원을 제조하였다. 제조한 방사선원을 상용의 표준선원과 비교하였으며 효율교정용 선원으로 사용할 수 있다는 것을 확인하였다. 또한 일상적인 방사능 분석과정에서 발생할 수 있는 표준선원과 측정 시료의 부피 차이에 따른 측정 효율의 변화정도를 조사하기 위하여 방사능 분석에서 사용되고 있는 다양한 측정용기에 대하여 표준선원의 부피 변화에 따른 효율의 변화 정도를 조사하였다.

• 한국진공학회지
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• 제14권3호
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• pp.119-125
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• 2005

원자로의 중성자 빔을 사용하는 수평형 반사율 장치는 중성자 고유의 투과성 및 낮은 에너지의 비파괴성과 함께 시편을 수평으로 놓을 수 있는 장점을 가지고 수 나노미터 이내의 박막의 두께와 밀도를 측정하기 위하여 활용되는 새로운 장치이다. 원자력연구소에 열 중성자를 기반으로 개발을 추진하고 있으나, 아직 국내에 설치되어 있지 않아서 장치의 개념 및 최적화를 위한 시뮬레이션이 시급하다. 따라서 열중성자에 해당하는 $2.5{\AA}$를 기반으로 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하는 MCSTAS를 이용하여 장치의 개념을 설계하였다. 단색기와 collimator, 그리고 초거울등의 설계 및 각 변수들은 설계의 목표인 최대 Flux를 갖는 중성자 빔 세기를 고려하여 결정하였다.

• 열처리공학회지
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• 제17권3호
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• pp.151-164
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• 2004

The changes of microstructural and mechanical properties were evaluated for the high burn-up fuel claddings after the neutron irradiation of $1.8{\sim}3.1{\times}10^{20}n/cm^2$ (E>1.0 MEV) in HANARO research reactor. After the irradiation, the spot-type dislocations (a-type dislocations) were easily observed in most claddings, and the density of the dislocations was different depending on the grains and was higher at grain boundaries than within grains. As the final annealing temperature increased, the density of spot-type dislocations increased and the line-type dislocations (c-type dislocations) which was perpendicular to the <0002> direction, appeared sporadically in some claddings. However, the types of precipitates in the fuel claddings after the irradiation were not changed from that in unirradiated claddings. The mechanical properties including the hardness, strength and elongation after the irradiation were changed due to the formation of spot-type dislocations. That is, the increase in hardness and strength as well as the decrease in elongation after the irradiation was occurred simultaneously with increasing the final annealing temperature. Owing to the Nb contribution to the formation of spot-type dislocation during the irradiation, the increase in hardness and strength in higher Nb-contained Zr alloys after the irradiation was higher than that in lower Nb-contained Zr alloys.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.38-45
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• 2014

본 연구에서는 대덕 원자력부지에 위치한 원자력관계시설들에 의한 방사선환경의 안전성을 확인하기 위해, 기체상 및 액체상 유출물에 의한 주민선량평가를 수행하였다. 이를 위해 2010년부터 2012년까지의 3년간 대덕부지의 기상자료 및 환경으로 방출된 선원항 자료를 기반으로 하여 개인 최대피폭선량을 평가, 분석하였다. 기체상 유출물의 대기확산 인자 및 침적인자는 XOQDOQ 전산코드를 이용하여 계산하였다. 기체상과 액체상 방사성물질의 방출에 의한 최대개인선량(이하 개인선량)계산은 각각 ENDOS-G와 ENDOS-L 코드를 사용하였고, 원자력안전위원회 고시 제 2012-29에 제시된 부지당 연간기준치와 비교하였다. 최대피폭지점에서의 개인의 유효선량과 갑상선선량을 계산하였고, 이에 대한 피폭영향에 미치는 기여도를 분석하였다. 그 결과, 최대 피폭연령군은 소아로 평가되었으며 하나로 운영에 의한 영향이 90% 이상 지배적인 것으로 나타났다. 또한 기체상유출물에 의한 주요피폭경로는 섭취와 호흡에 의한 것이며, 유효선량에는 삼중수소가, 갑상선 등가선량에는 방사성옥소가 가장 영향을 많이 미치는 것으로 분석되었다. 선량평가시 기체상유출물이 90% 이상 기여하였고 액체상유출물에 의한 기여도는 상대적으로 낮은 것으로 나타났다. 결과적으로, 대덕부지의 원자력관계시설들에 의한 부지 내 개인선량은 최대 기준치의 3% 이내로 평가되어 환경에 미치는 영향이 매우 적은 것으로 확인되었다.

• 대한핵의학회지
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• 제39권1호
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• pp.44-48
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• 2005

목적: Ethylenediamine-tetramethylenephosphonic acid (EDTMP)는 방사성 금속과 안정된 착화물을 형성하여 골친화성 방사성의약품으로 사용되고 있다. $^{153}Sm$은 원자력연구소의 하나로에서 생산가능하며, 물리적 반감기가 46.7시간이고 베타 최대에너지=0.81 MeV (20%), 0.71 MeV(49%), 0.64 MeV (30%)와 감마방출=103 KeV (30%)하여 치료와 영상이 동시에 가능한 방사성동위원소이다. $^{153}Sm$-EDTMP의 표지 조건과 정상 래트에서의 영상을 확인하고자 하였다. 방법: EDTMP 20 mg을 2 M NaOH 0.1 mL로 녹이고 $^{153}SmCl_3$를 넣어 pH 8 과 pH 12에서의 표지 수율과 안정성을 관찰하였다. 방사화학적 순도는 ITLC와 paper chromatography법으로 확인하였다. 반응 후, pH 7.4로 중화하고 실온 방치하며 안정성을 관찰하였다. 정상 래트에 $^{153}Sm$-EDTMP 37 MBq을 주사하여 평면영상을 얻었다. 결과: 표지 수율은 실온 반응 1시간에 99%를 나타내었다. pH 중화 후 안정성은 pH 8 반응물이 60시간 99%, 96시간 95%, 120시간 89%이였고 pH 12 반응물은 36시간 99%, 60시간 95%, 96시간 88%, 120시간 66%를 나타내었다. 정상래트에서의 평면영상은 주사 후 2시간, 24시간, 48시간에서 동일하게 뼈에 흡수 된 것을 관찰하였다. 결론: $^{153}Sm$-EDTMP는 pH 8에서 표지된 것이 pH 12 조건보다 안정하게 유지되었으며, 2시간, 24시간, 48시간 평면영상에서 골섭취되는 것을 관찰하여 생체 내에서 안정하게 유지됨을 확인할 수 있었다.

• 한국진공학회지
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• 제16권1호
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• pp.7-14
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• 2007

수평형 중성자 반사율 측정 장치는, 나노 박막의 두께와 구성성분, 표면의 거칠기 등 그 구조와 더불어 나노 박막의 동역학적인 거동을 연구하는데 긴요한 측정 장치이다. 특히, 수평형이기 때문에 액체시료의 자유표면을 유지하며 표면을 분석하는 것이 가능하다. 30 MW의 하나로의 열중성자원에 적합하도록 최적화하기 위하여, 몬테카를로 수치해석 방법을 적용한 McStas를 사용하여 장치의 각 부분에서의 중성자의 빔을 추적 계산하였고 그 결과의 해석과 그에 따른 설계변수결정을 기술하였다. 최적화 상태에서 단색파장이 ${\lambda}=2.5{\AA}$ 이고 $q<0.126{\AA}^{-1}$ 그리고 시료위치에서 $10^4n/cm^2/s$ 이상의 중성자빔의 세기를 얻었다. 본 장치가 설치 완료되면 국내에서 나노박막의 구조를 연구하는데 크게 기여할 것이다.