• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.227-232
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• 1998

하나로 1차 배관에서 중성자를 측정하고 발생 원인을 분석하였으며, 이를 통하여 중성자 계측 계통을 이용하여 핵연료 파손을 감시할 수 있는 가능성을 검토하였다. 중성자 측정에는 BF$_3$비례 계수관을 이용하였고, 1차 배관의 주 방사선원인 N-16에 의한 감마선 펄스의 영향은 무시 할 정도로 작았다. 중성자의 발생 원인을 규명하기 위해 원자로 정지 전후에 중성자 계수율의 변화를 측정하였다. 편자로의 정상 운전시 1차 배관에서 발생되는 중성자는 물속의 중수소가 고에너지 감마선을 흡수하여 방출하는 광중성자와 핵연료의 표면 오염에 의해 발생된 지발 중성자라고 가정하여 원자로 정지 전후의 발생량 변화를 계산하였다. 계산 결과와 측정값을 비교하여 1차 배관 주변에서 측정된 중성자 가운데 지발 중성자가 약 70 %, N-16에 의한 광중성자가 약 30%임을 확인하였다. 핵연료의 표면 오염 정도로 발생하는 지발 중성자도 민감하게 측정되므로, 이러한 지발 중성자 계측법이 핵연료의 손상 여부를 알아낼 수 있는 유용한 방법임을 확인할 수 있었다.

• Proceedings of the Korea Crystallographic Association Conference
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• 2002.11a
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• pp.51-51
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• 2002

나노기공물질은 특정 기반물질(matrix) 내부에 대략 나노미터크기의 기공을 함유하고 있는 물질이며 나노기공물질의 특성은 기반물질의 특성과 더불어 기공의 형태, 크기, 분포에 의해서 결정된다. 나노기공물질의 기공에 대한 정보를 측정하는 방법으로는 TEM, 흡착법, FE-SEM과 더불어 중성자 또는 X-ray 빔의 산란을 이용하는 소각중성자산란 (Small-Angle Neutron Scatering, SANS), 소각 X-ray 산란 (Small-Angle X-ray Scattering, SAXS), 중성자반사율측정 (Neutron Relfectimetry, NR), X-ray 반사율측정 (X-Ray Reflectometry, XRR) 등이 사용되고 있다. 본 발표는 대략 1 nm - 100 nm 영역의 bulk 구조와 층상구조를 측정할 수 있는 소각 중성자 산란과 중성자 반사율 측정기법을 이용한 나노기공 측정기술을 다룬다.

• Journal of IKEEE
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• v.20 no.1
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• pp.61-67
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• 2016

In this paper, a hardware design method is proposed for high speed high precision neutron radiation measurements. Our system is fabricated to use a high performance A/D Converter for digital data conversion of high precision and high speed analog signals. Using a neutron sensor, incident neutron radiation particles are detected; a precision microcurrent measurement module is also included: this module allows for more precise and rapid neutron radiation measurement design. The high speed high precision neutron measurement hardware system is composed of the neutron sensor, variable high voltage generator, microcurrent precision measurement component, embedded system, and display screen. The neutron sensor detects neutron radiation using high density polyethylene. The variable high voltage generator functions as a 0 ~ 2KV variable high voltage generator that is robust against heat and noise; this generator allows the neutron sensor to perform normally. The microcurrent precision measurement component employs a high performance A/D Converter to precisely and swiftly measure the high precision high speed microcurrent signal from the neutron sensor and to convert this analog signal into a digital one. The embedded system component performs multiple functions including neutron radiation measurement for high speed high precision neutron measurements, variable high voltage generator control, wired and wireless communications control, and data recording. Experiments using the proposed high speed high precision neutron measurement hardware shows that the hardware exhibits superior performance compared to that of conventional equipment with regard to measurement uncertainty, neutron measurement rate, accuracy, and neutron measurement range.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.7 no.3
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• pp.245-249
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• 2013

Neutron sources from photonuclear reaction with 46-MeV electron linear accelerator at Research Reactor Institute, Kyoto University used for resonance energy measurement of natural tantalum. BGO($Bi_4Ge_3O_{12}$) scintillation detectors used for measurement of the prompt gamma ray from the natural tantalum sample. The BGO spectrometer was composed geometrically as total energy absorption detector. The electric signal from the spectrometer was analyzed for TOF(Time-of-Flight) spectrum which is used identification of neutron capture resonance energy. In this study, the neutron energy region is from 1 to 200 eV, because of strong X-ray effect produced photonuclear reaction in Ta target, the measurement was performed to below 1 keV energy region. The resonance energy was compared with the evaluated values(ENDF/B-VI, Mughabghab). All of the resonances from 4.28 ~ 200 eV were seen in the present measurement except 144.3 eV resonance.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.1696_1697
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• 2009

실리콘형 다이오드가 중성자에 노출되면 소자 내부에서 변위손상 발생으로 인한 저항의 변화현상이 발생하며, 이 변화량은 피폭된 중성자의 선량과 비례관계에 있다. 단위 중성자 피폭량에 대한 소자의 저항성 변화량은 감도로 표현되며 감도의 크기는 측정하려는 용도에 적합하게 조절되어야만 활용도를 높일 수 있다. 본 연구에서는 군용 중성자 탐지소자로 활용할 중성자 탐지소자로서 다양한 구조의 핀 다이오드를 제작하고 구조에 따른 중성자 감도를 분석하여 최적의 감도를 가지는 조건을 설정하고 개별소자 형태의 반도체 소자를 제작하였다. 제작된 소자의 중성자탐지능은 측정범위내에서 우수한 선형성을 보였고 온도에 대한 의존성 시험에서 안정적인 특성을 나타내었다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.270-271
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• 2011

• Analytical Science and Technology
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• v.5 no.4
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• pp.367-372
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• 1992

In order to measure the energy spectrum of a radioactive neutron source, the pulse shape discrimination (PSD) system with organic scintillator, NE-213, was characterized by using some of the gamma ray sources and neutron source, Am-Be. The figure of merit of the rise time spectrum of AmBe source measured by this system was about 1.13. This value agrees well with the value of 1.3 which is measured for monoenergetic source, $^{12}C(d,\;n)^{13}N$. The results of present experiment for performance test of NE213-PSD system will provide the useful technique to measure the spectrum of neutron-gamma mixed field and to establish the neutron energy spectrum and flux density standards.