• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.37 no.1
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• pp.35-40
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• 2012

Several neutron measuring devices were tested under the neutron fields characterized with two distinct kinds of thermal and fast neutron spectrum. These neutron fields were constructed by the mixing of both thermal neutron fields and fast neutron fields. The thermal neutron field was constructed using by a graphite pile with eight AmBe neutron sources. The fast neutron field of 14 MeV was made by a DT neutron generator. In order to change the fraction of fast neutron fluence rate in each neutron fields, a neutron generator was placed in the thermal neutron field at 50 cm and 150 cm from the reference position. The polyethylene neutron collimator was used to make moderated 14 MeV neutron field. These neutron spectra were measured by using a Bonner sphere system with an LiI scintillator, and dosimetric quantities delivered to neutron surveymeters were determined from these measurement results.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.30 no.1
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• pp.35-37
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• 2005

The radiation detector research group at KAERI has developed a high efficiency neutron detector using a Gas Electron Multiplier (GEM). The double GEM was fabricated and operated in an Ar/Isobutane mixture. For an application to a high efficiency neutron detector, $^6Li\;or\;^{10}B$ neutron converters coated on each surface of the multi GEM foils were considered. The optimized thickness of the thin film for a neutron detection was calculated with the MCNP and SRIM. The neutron efficiency was calculated by changing the chemical components of the thin film, and the thickness of the thin film. The thermalized neutrons were measured by a GEM detector with a thin neutron converter on the drift plate.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2435-2437
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• 2003

원자력발전소의 노내 중성자 분포 측정 설비는 고장이 발생하여 기능을 상실하면 발전소를 정지하여야 하는 매우 중요한 설비이다. 국내 가압 경수로형 원전에 사용되고 있는 노내 중성자 분포 측정 방식은 이동식과 고정식으로 구분되며, 고리 1, 2, 3, 4호기, 영광 1, 2호기 및 울진 1, 2호기처럼 미국 웨스팅하우스사와 프랑스 프라마톰사가 공급한 원전은 이동식 측정 방식을 채택하고 있고, 그밖에 미국 CE사가 공급한 원전 및 한국 표준형 원전은 고정식 측정 방식을 채택하고 있다. 이동식의 경우 측정 설비의 검출기 구동시스템은 원자로 내부에 설치되어 있는 심블에 검출기를 삽입 또는 인출하면서 검출기가 중성자 분포 정보를 취득한 수 있도록 기계적인 구동 메커니즘을 제공한다. 기존 설비는 협소한 공간에 통로선택기를 복층으로 배치하여 검출기가 지나가는 통로의 구배가 심한 관계로 마찰이 커져 구동설비에 잦은 고장이 발생하였고, 구조적으로도 신뢰성이 떨어지는 문제점을 갖고 있었다. 본 논문에서는 신뢰성이 높고 통로에서의 마찰이 적은 새로운 개념의 이중색인 통로선택기와 구동장치의 설계와 제작 및 적용 결과 등을 다룬다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.312-313
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• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.11a
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• pp.184-185
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• 2009

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.10 no.5
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• pp.337-341
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• 2016

We measured the neutron capture cross-section of natural Sm(n,${\gamma}$) reaction in the energy regions from 0.003 to 10 eV. The 46-MeV electron linear accelerator of Research Reactor Institute, Kyoto University was used for generating a continuous neutron source. The neutron time-of-flight method was adopted for energy measurement. An assembly of BGO($Bi_4Ge_3O_{12}$) scintillators composed of 12 pieces of BGO crystals measured prompt gamma rays from Sm(n,${\gamma}$) reaction. The BGO assembly was located at a distance of $12.7{\pm}0.02m$ from the neutron source. In order to determine the neutron flux impinging on the Sm, the $^{10}B(n,{\alpha}{\gamma})^7Li$ standard cross-section were used. Natural Sm(n,${\gamma}$) reaction measurement result of the neutron capture cross-section was compared with the results of evaluation of the BROND-2.2 and the previous experimental data of J. C. Chou and V. N. Kononov.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.40 no.2
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• pp.79-86
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• 2015

$^3He$ gas has been used for neutron monitors as the neutron converter owing to its advantages such as high sensitivity, good ${\gamma}$-discrimination capability, and long-term stability. However, $^3He$ is becoming more difficult to obtain in last few years due to a global shortage of $^3He$ gas. Accordingly, the cost of a neutron monitor using $^3He$ gas as a neutron converter is becoming more expensive. Demand on a neutron monitor using an alternative neutron conversion material is widely increased. $^{10}B$ has many advantages among various $^3He$ alternative materials, as a neutron converter. In order to develop a neutron converter using $^{10}B$ (actually $B_4C$), we calculated the optimal thickness of a neutron converter with a Monte Carlo simulation using MCNP6. In addition, a neutron converter was fabricated by the Ar sputtering method and the neutron signal detection efficiencies were measured with respect to various thicknesses of fabricated a neutron converter. Also, we developed a 2-dimensional multi-wire proportional chamber (MWPC) for neutron beam profile monitoring using the fabricated a neutron converter, and performed experiments for neutron response of the neutron monitor at the 30 MW research reactor HANARO at the Korea Atomic Energy Research Institute. The 2-dimensional MWPC with boron ($B_4C$) neutron converter was proved to be useful for neutron beam monitoring, and can be applied to other types of neutron imaging.

• Proceedings of the Korea Crystallographic Association Conference
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• 2003.05a
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• pp.23-23
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• 2003

Cu 단결정과 다결정 Cu 막대(rod)를 시료로 하여 구부린 완전결정(bent perfect crystal, BPC)을 이용한 중성자 단색기의 특성을 평가함으로써 단결정 회절 및 집합조직 측정장치인 4축 단결정 회절장치(FCD)에 BPC 단색기를 적용할 수 있는지 시험하였다. 측정은 한국원자력연구소의 연구용 원자로인 하나로의 571 수평공에 구성된 test station에서 수행하였다. 단색기와 시료 사이의 거리는 3000mm, 시료와 검출기 사이는 600mm, 단색화빔 인출각도(2θ/sub M/)는 44.6°로 고정하여 FCD와 거의 같은 배치를 구현하였다 직사빔의 단면분포와 강도는 저효율 2차원 위치민감형 검출기(2-D PSD)를 이용하여 확인하였다. 이 검출기는 검출면적 90x90㎟, 공간 분해능 1.2mm, 검출효율 약 1%인 저효율 검출기이다. 회절빔은 검출면적 190x190㎟, 검출효율은 1Å에서 60%인 고효율 2-D PSD를 이용하여 측정하였다. Cu 단결정 측정에 사용한 ePC 단색화 결정은 200×40×3.4㎣ 크기의 Si(220) 슬랩이며, 비대칭 기하로 Si(331)면을 사용하여 파장 λ=0.954Å으로 중성자빔을 단색화시켰다. BPC-Si를 구부려 슬랩의 곡률반경을 변화시키면서 단색기-시료-검출기가 평행배치일 때 Cu(200), (220), (400), (420)면의 rocking curve를 측정하여 각 조건에서의 분해능과 강도를 평가하였다. BPC 단색기를 집합조직 측정에 적용할 수 있는지 시험하기 위하여 다결정 Cu 막대(직경 4.5mm, 길이 18mm)를 시료로 선택하였다. 207x30x3.0㎣ 크기의 Si 슬랩을 단색화 결정으로 사용하였다. 이 슬랩은 다양한 결정면을 이용한 특별한 기하를 구현할 수 있도록 Si(111)면에서 10° 벗어난 면을 절단한 것이다. 비대칭 기하로 Si(311)면을 사용하여 파장 λ=1.253Å의 단색화된 중성자빔으로 측정하였다 BPC-Si를 구부려 슬랩의 곡률반경을 변화시키면서 단색기-시료-검출기가 평행파 반평행배치일 때 Cu(111), (200), (220), (311), (331), (420)면의 회절선을 측정하여 각 조건에서 분해능과 강도를 평가하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2432-2434
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• 2003

노내 중성자 분포 측정 설비는 원자로 내부의 중성자 분포를 측정하는 설비로서 원자로 내부를 이동하는 검출기의 구동 메커니즘 제어와 측정 데이터 취득을 위한 제어시스템이 요구된다. 이 설비는 발전소 건설 당시 도입되었던 제어시스템으로 운전되고 있으나 노후되어 디지털 제어시스템으로의 설비 개선 연구가 착수 되었다. 개발된 제어시스템은 산업표준 Programmable Logic Controller 및 소프트웨어 기반으로 설계되어 기능개선, 설계변경 및 예비품 확보에 유연하게 대처할 수 있고, 진보된 검출기 구동 메커니즘 제어와 검출기 데이터 취득 기능을 통하여 측정 작업의 완전 자동화가 가능하다. 특히, 다양한 진단 기법을 통하여 작업상황 및 설비의 상태를 파악하여 필요한 보호기능과 경보기능을 제공함으로써 설비의 안정적 운영과 정비가 편리하다. 현재 개발된 시스템은 고리1호기에 설치되어 주기적으로 노내 중성자 분포 측정 작업을 수행하고 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.36 no.1
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• pp.44-51
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• 2011

Activation foil-based Bonner sphere spheres are used to obtain neutron energy spectra of nuclear power plants or accelerator-produced neutrons. The position and the foil mass dependence of response functions should be studied carefully before measurement of Bonner spheres. This study showed that the normal incidence to the foil surface made a large shift of responses while parallel and isotropic incidence made no position dependence. The correlation between foil mass and response was not linear. Therefore, the response functions of activation-foil based Bonner spheres should be calculated for every different foil mass and the direction of Bonner spheres for parallel incidence will be preferred for radioactive neutron source or accelerator target produced neutrons.