• 제목/요약/키워드: 중성자 교정

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한국원자력연구소 중성자교정실에 대한 중성자산란보정인자 결정연구 (Comparison Study of Experimental Neutron Room Scattering Corrections with Theoretical Corrections in RCL's Calibration Facility at KAERI)

  • 윤석철;장시영;김종수;김장렬;김봉환
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제22권1호
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    • pp.29-33
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    • 1997
  • 중성자교정실내에서 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$중성자선원을 사용하여 계측기를 교정할 때는 그 계측기에 대한 교정실산란보정 인자를 미리 결정하여야 한다. 이러한 교정실산란보정인자는 계측기의 종류, 교정거리, 교정실형태에 따라 다르게 결정된다. 본 연구에서는 한국원자력연구소에서 운영하는 2차 표준중성자교정실에서 한가지의 열형광선량계와 2가지의 구형검출기에 대한 교정실산란보정인자를 실험적으로 결정하였고 본소의 2차 표준중성자교정실조건에 의하여 이론적으로 예측한 값과 비교하였다. 비교한 결과 실험하여 얻어진 상기의 3가지 계측기에 대한 교정실산란보정인자가 이론적으로 예측한 결과와 최대 약 10% 이내에서 일치하였다.

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K-SRI 에서의 방사성 중성자 선원교정 (Radioactive Neutron Source Calibration at the Korea Standards Research Institute)

  • 황선태;최길웅
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제10권1호
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    • pp.67-73
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    • 1985
  • 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.

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DT 중성자 발생기에 의한 중성자 검출기 반응도 조사 (Investigation of Response of Several Neutron Surveymeters by a DT Neutron Generator)

  • 김상인;장인수;김장렬;이정일;김봉환
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제37권1호
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    • pp.35-40
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    • 2012
  • 국내 교정기관 또는 표준기관은 중성자 검출기의 교정을 위해 비감속 및 중수감속 $^{252}Cf$ 선원과 $^{241}AmBe$ 선원을 사용하고 있다. 이런 선원들로 교정된 중성자 검출기를 이용하여 입자가속기와 같이 속중성자가 다량 존재하는 시설을 선량평가할 때, 그 정확도가 떨어지게 된다. 그 이유는, 대부분의 중성자 검출기는 열중성자에 민감하게 반응하므로 수 MeV 이상의 에너지를 가지는 속중성자장에 대한 선량당량 반응도는 부정확하다. 또한 높은 에너지의 중성자는 열중성자보다 선량기여정도가 훨씬 크기 때문이다. 이와 같은 이유로, 기존의 교정용 기준 중성자장이 아닌 수 MeV 이상의 속중성자가 존재하는 중성자장에서도 검출기를 교정할 필요가 있다. DT 중성자 발생기, 흑연집합체 그리고 폴리에틸렌 중성자 집속체를 사용하여 속중성자의 선속분율이 서로 다른 중성자장을 제작하였고, 이 중성자장에서 중성자 검출기의 선량당량 반응도를 측정하였다. 시험결과에 의하면, 속중성자 선속분율과 중성자 검출기의 종류에 따라 중성자 검출기의 반응도는 많은 차이를 보였다. 이러한 반응도 차이는 선량당량의 과대 및 과소평가를 의미하므로, 검출기가 사용되는 시설환경과 유사한 중성자장에서 반응도 교정이 필요함을 확인하였다.

방사성 중성자선원에 의한 방사선방어측정기의 교정을 위한 표준 중성자 조사장치 연구 (Standard Neutron Irradiation Facility for Calibration of Radiation Protection Instruments by Radioactive Neutron Sources)

  • 최길웅;이경주;황선태
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제14권1호
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    • pp.66-70
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    • 1989
  • 방사성 중성자선원은 일상적 시험에 있어 표준 중성자 방사선장을 형성하는데 적합하다. 방사선 방어상의 목적으로 사용되는 중성자 측정기기의 교정을 위한 기준 방사선이 ISO TC-85에서 제의되었다. 한국표준연구소 방사선연구실에는 ISO TC-85의 추천사항에 준하여 개인용 중성자 선량계를 교정하기 위하여 $^{252}Cf$$^{241}Am-Be$ 선원을 이용한 표준조사시설을 설립하였다. 본 연구에서는 중성자 산란과 선원 비등방성에 연관된 교정상의 보정인자들을 실험에 의하여 결정하였다.

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MCNP4A 전산코드를 이용한 중성자 수분함량 측정기의 교정식 및 교정상수 도출방법 연구 (A Study on Calibration of Neutron Moisture Gauge Using MCNP4A)

  • 황주호;임천일;송정호
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제22권4호
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    • pp.289-298
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    • 1997
  • 중성자 수분함량 측정기의 개발에 있어서 중성자 계측값과 흙속의 수분함량에 대한 관계식을 유도하기 위해서는 공시체 제작 등의 많은 실험을 통해 유도한 교정식이 필요하다. 또한 공시체 제작 및 측정실험의 통계적 오차를 줄이기 위해서는 많은 시간과 노력이 필요하다. 하지만 몬테카를로방법을 사용한 전산코드를 이용하여 수행할 경우 시간과 노력을 줄일 수 있을 뿐만 아니라, 보다 일반적인 흙에 대한 교정식을 얻을 수 있다. 본 연구에서는 중성자의 수송문제를 계산하는데 유용한 MCNP4A 전산코드를 이용하여 실제 실험을 모사하였다. 또한 모사결과를 공시체를 제작하여 실험한 결과와 비교하였다. 비교결과 실제실험의 결과와 모사 범위 내에서 일치함을 알 수 있었다. 중성자 수분함량 측정기의 교정식 도출 및 교정상수를 결정하기 위해 적용할 수 있음을 알 수 있었다. 또한 수분함량 측정기의 계측값에 영향을 미치는 인자중의 하나인 흙의 건조밀도 변화에 대한 영향을 살펴보았다.

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소구경 시추공에서의 중성자검층 수치모델링 연구 (A study on slim-hole neutron logging based on numerical simulation)

  • 구본진;남명진
    • 지구물리와물리탐사
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    • 제15권4호
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    • pp.219-226
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    • 2012
  • 이 연구에서는 국내에서 연구가 미약했었던 중성자검층 수치모델링을 이용하여 다양한 시추공 환경에서의 검출기 반응을 분석하였다. 이를 위해 중성자검층 환경을 MCNP 알고리듬으로 구현하여 시뮬레이션을 수행하였다. MCNP 알고리듬은 방사선 수송 시뮬레이션이 및 3차원 기하구조 표현이 가능하여 다양한 분야에서 전세계적으로 많이 이용되고 있다. 먼저 시뮬레이션 결과를 검증하기 위해, 기존 연구의 검출기반응 결과 그래프를 이용하여 비교 분석하였다. 중성자 검층 반응 분석이 가능한 중성자 검층기의 일반적인 특징에 기초하여 수학적으로 중성자검층기 모형을 구성하여 반응을 계산하였다. 먼저, 석회암, 사암, 돌로마이트 등과 같은 매질에서 공극률을 다양하게 변화시켜 가며 수치 계산함으로써, 이 연구에서 고려하고 있는 중성자검층기의 교정곡선(calibration chart)을 도출하였다. 이에 기초하여, 실제 중성자검층 시 고려해야 할 공내수 유무에 의한 반응 변화, 염수가 중성자검층에 미치는 영향 등을 분석함으로써 시추공 환경 변화에 따라 보다 정확하게 공극률을 해석할 수 있는 기틀을 마련하고자 한다.

2차원 중성자수송모델 합성법에 의한 노외계측기 교정법

  • 하창주;성기봉;이해찬;유상근;정선교;이덕중;김윤호;김용배
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.335-341
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    • 1997
  • 운전중 노심의 출력변화를 감시하는 노외계측기(Excore Detector)는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정되고 있다. 노외 계측기의 전류와 축방향출력편차의 선형적인 관계를 가정하여 노내계측기로 최소한 4회 노심출력을 측정한후 최소자승법(Least Square Method)으로 비례상수들을 구하는 기존의 방법을 대신하여, 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 1회 측정되어진 자료들을 이용하여 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한 후 비례상수를 계산한다. 계측기반응상수는 2차원 중성자수송모델로부터 계산된 weighting factor와 3차원 확산이론으로부터 구한 노심출력을 이용하여 계산된다. 중성자수송계산은 (R-Z)와 (R-$ heta$)모델을 합성하여 3차원 weighting factor를 계산하므로 축방향 영향뿐만 아니라 집합체별 영향을 고려하였다. 또한 노심의 복잡한 구조로 인하여 근사적인 weighting (actor와 노심출력분포의 사용은 노외계측기의 전류와 계측기반응율의 불일치를 초래하며, 이를 해결하는 상수를 소개하여 보다 정확한 교정결과를 얻도록하였다. 이와 같은 방법을 고리 3호기 9, 10주기 전주기와 11주기초에 적용하여 노심의 연소분포, 냉각수의 온도분포, 노심의 연소도, 노심출력준위등에 대한 단순 노외계측기 교정법의 오차를 분석하여 최적의 노외계측기 교정모델을 제시하였다. 2차원 중성자수송모델 합성법에 의한 단순노외계측기 교정법은 2차원 (R-Z) 중성자수송모델보다 개선된 결과와 평균오차 0.179% 최대 오차 0.624%를 보여주고 있다.하면 조사 후의 조직안정성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.EX>O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$$UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지

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Panasonic UD-809P 알비도 열형광선량계를 이용한 중성자 개인선량당량 평가 (Neutron Personal Dose Equivalent Evaluation Using Panasonic UD-809P Type TLD Albedo Dosimeters)

  • 신상운;손중권;김화
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제24권3호
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    • pp.143-154
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    • 1999
  • Panasonic UD-809P 알비도 중성자 열형광선량계를 팬텀에 장착시켜 원자력발전소에서 중성자 개인선량당량을 측정하였다. 측정된 판독값으로부터 Panasonic 사의 사용자 매뉴얼에 제시되어 있는 방법을 이용하여 열중성자와 초열중성자 및 속중성자로 인한 개인선량당량을 평가하였다. 그 결과 열중성자 성분의 비율이 높은 원자력발전소에서는 속중성자로 인한 개인선량당량을 적절하게 평가할 수 없는 것으로 확인되었는데, 이는 열중성자로 인한 알비도 성분이 열형광선량계로 재입사 되는 양이 이론적인 값과 상당한 차이가 나기 때문인 것으로 추정되었다. 따라서 원자력발전소와 같이 열중성자 성분의 비율이 높은 조건에서 속중성자로 인한 중성자 개인선량당량을 평가하기 위하여 중성자 성분을 열중성자와 속중성자로 구분한 새로운 중성자 선량계산 알고리즘을 제안하였으며, 각각의 성분에 대한 개인선량당량과 교정인자, 민감도 인자 평가공식을 유도하였다.

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영광 원자력발전소 원자로 건물내 중성자 스펙트럼 측정

  • 손중권;신상운;조찬희
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.594-599
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    • 1998
  • 출력 운전중 원자로 건물내의 중성자 에너지 스펙트럼의 분포를 살펴보기 위해 중성자 스펙트럼 측정을 수행하였다. 영광4흐기 원자로 건물내 100ft 상에서 4곳, 122ft 상에서 4곳, 144 ft 상에서 8곳을 Bonner Multisphere Spectrometer(BMS) 시스템을 이용하여 중성자 스펙트럼을 측정하였다. BMS는 Cf-252 선원으로 교정하였으며 측정된 데이터는 BUNKI 코드를 이용하여 unfolding 하여 에너지 스펙트럼을 얻었다 분석 결과 100 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.100 ~ 1.954 MeV, Fluence는 4.913$\times$$10^2$ ~ 1.478$\times$$10^4$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.56 ~ 289.37 mrem/hr의 분포를, 122 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.122 ~ 0.320 MeV, Fluence는 4.586$\times$$10^{0}$ ~ 7.743$\times$$10^3$ n$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.05 ~ 201.46 mrem/hr의 분포를, 144 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.062 ~ 0.578 MeV, Fluence는 7.922$\times$$10^{0}$ ~ 1.703$\times$$10^2$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.10 ~ 45.58 mrem/hr의 분포를 보였다.

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CE형 원전의 격납건물내 중성자선량 평가 (Dose Evaluation of Neutron within Containment Building of a CE type Nuclear Power Plant)

  • 김태욱;한재문;김경덕;윤철환;서장수;김영재
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제3권1호
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    • pp.23-30
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    • 2005
  • CE형 원자력발전소를 대상으로 운전중 격납건물내 주요지점의 중성자장을 측정하여 작업자가 받을 수 있는 예상 방사선 피폭선량 등을 평가하고, 국제방사선방호위원회의 구권고(ICRP-26) 및 신권고(ICRP-60)에 따른 방사선 피폭선량 비교 및 교정 중성자장과 실제 중성자장의 방사선가중치 등을 분석해보았다. 분석결과 신권고에 따른 중성자가중치는 구권고에 의한 값보다 $2.42\~2.71$ 배 높은 것으로 나타났으며 , 측정지점의 중성자 방사선가중치 평균은 교정 중성자장의 평균과 비슷하였다. 중성자 평균에너지는 $42~158 keV$로 교정 중성자장의 평균에너지 500 keV보다 낮아 이럴 경우 각 측정지점에 대한 측정값은 실제 등가선량보다 보수적으로 평가될 수 있음을 알 수 있었다

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