• 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.

• 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.

• Analytical Science and Technology
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• v.5 no.1
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• pp.57-61
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• 1992

For the neutron spectrum measurement, $^6Li$ neutron spectrometer system is installed. The characteristic of the $^6Li$ detector are investigated using a $^{137}Cs$ and $^{207}Bi$ point source, and the neutron capture peaks and the pulse height spectrum using an $^{214}Am-Be$ neutron source are measured. Furthermore, the pulse height spectrum for the irradiation time variation from the (214)^Am-Be neutron source, and for the distance variation between detector and source, and the threshold variation of discriminator are measured.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.317-322
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• 1996

원자로 압력공기 재료인 SA508-3 강의 중성자 조사량에 따른 Hysteresis Loop 의 변화와 Barkhausen Noise 의 변화를 조사하였다. 조사량에 따른 최대자기유도, 보자력, 잔류자화 및 Barkhausen Amplitude 의 변화를 측정하였으며, 이를 격자변형에 의한 자구 벽의 pinning 과 중성자 조사에 의한 자기에너지의 변화로 설명하였다. 중성자 조사에의 한 자기적 성질은 기계적 성질의 변화보다 훨씬 민감하게 변화하였으며, 보자력과 잔류자화는 중성자 조사량에 따라 선형으로 증가하였다. 이를 이용하면 조사손상 평가와 함께 조사량을 측정하는 dosimetry 에도 적용될 수 있는 가능성이 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.36 no.4
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• pp.200-208
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• 2011

The neutron fluence measurement and evaluation technology is very important for material irradiation test. The most essential technology in this study is the neutron irradiation evaluation method using a fluence monitor. The fluence monitors were fabricated with metal wires of the purity ${\geq}$ 99.9%, whose dimensions were 0.1mm diameter, about 3 mm length, and around 150-200 ${\mu}g$ mass range. Three wire samples (Fe, Ni, Ti) were prepared for one irradiation aluminum capsule. Five capsules were irradiated in the OR5 hole of the HANARO reactor at 30 MW power for about 25 days. After irradiation tests, radiation activities were measured with the high purity germanium (HPGe) detector. The reaction rates were calculated by using the measured radiation activity data, and then neutron fluence were obtained from the reaction rates and the weighted neutron cross section with calculated neutron spectrum at the fluence monitor position.

• Journal of the Korean Vacuum Society
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• v.14 no.3
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• pp.132-137
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• 2005

Neutron reflectometer has been installed at HANARO, research reactor in Korea. It has vertical sample geometry and the wavelength of incident neutron beam is $2.459\;\AA$ Neutron fluxes at monochromator and sample position were $4.5\times10^9\;n/cm^2/sec,\;6.64\times10^6\;n/cm^2/sec4 those were measured by gold wire activation method. Also, some reference thin films such as d-PS, $SiO_2$ were measured and analyzedwith HANARO neutron reflectometer. As result of the work, it was certified that minimum reflectivity and available Q range were $10^{-6},\;and\;0.003\sim0.3\;\AA^{-1}$ respectively.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.4 no.4
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• pp.29-32
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• 2010

The neutron capture cross section of $^{197}Au$ has been measured relative to the $^{10}B(n,{\gamma})$ standard cross section by the neutron time-of-flight(TOF) method using a 46-MeV electron linear accelerator(linac) at the Research Reactor Institute, Kyoto University(KURRI). In order to experimentally prove the result obtained, the supplementary cross section measurement has been made from 0.1 eV to 10 keV using the Kyoto University Lead slowing-down spectrometer (KULS) coupling to the linac. The relative measurement by the TOF method has been normalized to the reference value(24.5 b) at 1 eV. The evaluated capture cross sections in JENDL/D-99 Dosimetry have been compared with the current measurements by the KULS experiments.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.142-143
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• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.04a
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• pp.32-33
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• 2011

• The Science & Technology
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• v.6 no.2 s.45
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• pp.28-31
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• 1973

원자로제어를 위한 중성자열전대의 응답시간 단축을 목적으로 진공증착된 박모열전대를 이용하여 중성자 열전대를 시작하였다. 이의 실험결과를 선열전대의 것과 비교하였으며, 열중성자동범위 2x(10에 8승)x8x10¹³ neutrons/cm²/sec에서 좋은 선형특성을 가지고 있었다. 시작된 박모중성자열전대를 사용하여 TRIGA MARK-Ⅱ 원자로 로필에서의 열중성자속분포를 측정하였다.