• Proceedings of the Korea Society for Industrial Systems Conference
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• 2002.06a
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• pp.38-46
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• 2002

본 연구에서는 성토 다짐용 밀도 및 수분의 측정을 위하여 중성자 검출기는 2개 이상 그리고 감마선 검출기는 5개 이상 사용하여 함을 알 수 있었고, 또한 방사능 대비 방사선 방출수가 다른 선원에 비하여 우수한 Co-60 감마선원과 Cf-252 중성자 선원을 본 계기에 이용하는 것이 정밀도를 향상시키기 위하여 유리하다는 것을 알 수 있었다. 본 연구에서 설계하고 제작한 성토 다짐용관리용 밀도 및 수분 함량 측정기는 국내의 도로 공사 현장에서 성토의 다짐관리를 위하여 이용될 수 있을것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.38 no.1
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• pp.37-43
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• 2013

In case of neutron dose measurement using TLDs (thermo-luminescence dosimeters), because the neutron energy dependence of the TLD is very high, the calibration of the energy response according to the characteristics of the neutron spectrum of workplace is required. In the present study, the ambient dose equivalent rates inside and around the Long-Counter (neutron detector) with narrow and complex inside in the neutron field of $^{252}Cf$ were evaluated. The calibration factors to account for the neutron energy dependence of TLDs were established for both the bare and $D_2O$ modulated $^{252}Cf$ neutron beams, respectively. The values of the TLD's measurement were compared with the computational results of the MCNPX (Monte Carlo N-Particles transport code). When using the two calibration factors of the TLD than a single calibration factor, the measured and the calculated values at the point of verification outside and inside the Long-Counter were in more good agreement. This results show that TLD should be calibrated in the reference neutron field similar to workplace situation.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.36 no.2
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• pp.59-63
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• 2011

It is important to reduce indirect scattered neutron beside direct neutron of chosen energy for designing a neutron-reference-field laboratory with neutron produced from a nuclear reaction by a accelerator. Therefore MCNPX simulation was performed with various conditions for obtaining such condition. At first in the original laboratory condition we calculated the direct neutron flux which was inserted in chamber (virtual chamber composed of air) of 0 degree (proton moving direction) for neutron flux measurement and the scattered neutron flux which is inserted in the chamber after scattering wall or bottom. In the result, the scattered neutron which was inserted after scattering bottom is more than that which was inserted after scattering the others. Therefore MCNPX simulation was again performed with removing the concrete bottom and with removing the concrete bottom and digging 1 m in the ground. In the result of removing concrete bottom and digging 1 m in the ground, scattered neutron which was inserted after scattering bottom became less than that which was inserted after scattering the others.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.10 no.1
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• pp.41-49
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• 1985

Neutron Streaming analysis in 1300 MWe pressurized water reactor cavity was performed. In this calculation, the discrete ordinates transport codes, ANISN and DOT 3.5, and the Monte Carlo code, TRIPOLI-02 were used with the coupling code, DOTTRI. In this study IBM 3033 type computer was used. The calculated neutron fluxes and dose rates were compared with the measured data in a 900MWe pressurized water reactor cavity to show a good agreement, although some deviations in the results for each energy group were noticed. These results will be applied in the radiation shielding design of high capacity nuclear power reactors and, to the means of radiation protection in case of the reactor maintenance and the access of the reactor cavity.

• Journal of the Korean Crystal Growth and Crystal Technology
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• v.5 no.2
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• pp.129-134
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• 1995

Bulk properties of single crystals $KMnCl_3$ undoped and Mg- doped $LiNbO_3$ were examined by using the neutron scattering technique. This study shows that the good -looking samples by polarized light have to be examined by the. neutron scattering to ensure the bulk properties of single crystal. Large mosaic spread in KMnCb indicated the crystal is not in a single domain. Many parts are relatively randomly directed against crystal axis with close angle each other. For the small mosaic spread of Li~ in the scattering pattern, it is found that some large domains have close orientations. Mg doped Li~ is turned out to be a well grown one.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.4 no.1
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• pp.39-45
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• 1972

In neutron shielding, the scattering effect is equally important as the attenuations in shielding materials. In the present study, the scattered dose equivalent was measured using a Rem counter for water, paraffin, borated paraffin, ordinary and heavy concrete, lead, iron, and tissue equivalent material in three different angles: 45$^{\circ}$, 90$^{\circ}$, and 135$^{\circ}$, respectively. The measurements were performed for the neutron, having the energies of 0.5, 1, 2, 5, and 18 MeV, which are produced from the Van do Graaff accelerator. The scattered dose equivalent ratios were increased with increasing the thickness of scattering materials and saturated at a certain thickness although they were different from one to other materials under study. The ratios were large for lead and iron while they were small for the hydrogen containing materials such as water and paraffin etc.

• Progress in Medical Physics
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• v.15 no.4
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• pp.210-214
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• 2004

Since production of radioactive isotope for using PET, a lot of neutrons were produced. The produced neutrons were mainly shielded by concrete facility. Secondary photons are generated and emitted from the concrete shielding wall of the PET cyclotron since the proton-generated neutrons are thermalized and absorbed in the concrete wall and emit secondary radiations, i.e., photons. This study calculated neutron dose and photon dose at outside of the accelerator facility using MCNPX code. As results of the calculation, total dose were calculated less than limited dose by law.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.1
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• pp.23-30
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• 2005

From measured results of the neutron fields at some principal places within the containment building in a CE type nuclear power plant in operation, the radiation exposure of a worker to the neutron at there was evaluated and the equivalent dose reflecting new recommendation (ICRP 60) was compared with that doing the old one (ICRP 26). The measured neutron field was also compared with calibration neutron field. From the analysis, the following conclusion was obtained: the average neutron radiation weighting factor according to new recommendation is 2.41 to 2.71 times higher than the old one. The average neutorn radiation weighting factor at the measured place was similar to that at calibration neutron field. The average neutron energy at measured place was between 42 and 158 keV and higher than that of calibration field of 500 keV. So, the measured equivalent dose in nuclear power plant could be overestimated compared to the real equivalent dose.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2008.10a
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• pp.14-16
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• 2008

자동차 구동용 연료전지 스택에 적용된 분리판에 대하여 연료전지 내부의 수분분포 및 농도를 측정할 수 있는 중성자 가시화 기법을 이용하여 구조진단을 실시하여 유로의 분기부 및 180도 회전부의 수분 응축과 같은 국부적인 Flooding 현상과 분리판의 반응면적 전체에 대한 불균일한 수분분포를 확인하였다. 신규 개발 스택에 적용된 분리판은 이러한 구조진단 결과를 바탕으로 변형된 유로 도입을 통한 180도 회전부 제거, 냉각수 입구와 인접한 부분에서 교차하게 되는 수소 출구 부분의 수분응축에 의한 Flooding 현상을 완화하기 위한 냉각수 유로를 적용하여 중성자 가시화 기법을 통하여 동일한 가습조건에서 부하에 따른 분리판 반응면적 전체에 대한 수분분포를 조사하였다.

• Proceedings of the Korea Crystallographic Association Conference
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• 2003.05a
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• pp.22-22
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• 2003

원자로에서 핵분열에 의해 생성된 고에너지 중성자는 감속재를 통해 열평형에 의해 에너지가 낮춰져 통계적 분포, 즉 Maxwell-Boltzman 운동에 따른 에너지 스펙트림을 갖게 된다. 중성자 산란장치는 통상 단색빔을 이용하므로 단색기(monochiomator)를 통해 이 분포에서 특정 파장의 중성자빔을 인출, 즉 단색화한다. 이때 단색기는 각각의 중성자 산란장치에 사용할 수 있는 특정 파장의 중성자빔을 인출하면서도, 파장의 퍼짐을 적절하게 조절하여 높은 중성자속(neutron flux)을 가지며 분해능도 또한 좋아야 한다. 전통적으로 많이 사용하는 단색화 방법은 결정의 내부결함을 유도하여 만든 모자익(mosaic) 결정을 이용하는 것이다. 이 방법은 특정 파장을 얻으면서도 좋은 분해능과 높은 중성자속을 갖는 모자익 결정을 만들기가 어렵고, 한번 결정된 단색기의 특성을 바꿀 수 없는 단점이 있다. 1980년대부터 몇몇 그룹이 거의 완전하게 성장된 단결정 슬랩을 미세하게 구부려서 탄성변형을 주어 effective 모자익 구조를 발생시킨 '구부린 완전결정(bent perfect crystal, BPC)' 단색기를 개발하여 특정 목적에 활용하는 시도를 하였다. BPC 단색기는 단색화된 중성자빔을 집속(focusing)할 수 있으며, 결정의 구부림 정도를 조절하고 배치 기하를 바꿈으로써 다양한 특성을 갖는 단색빔을 얻을 수 있는 장점이 있다. 이렇게 단색기의 기하학적 변수를 조절함으로써 회절빔의 집속도와 분해능을 조절할 수 있어서 잔류응력 측정이나 단결정 회절 및 집합조직 측정장치 등에 적용할 수 있다. 본 연구에서는 BPC 단색기의 원리와 여러 배치기하에 따른 빔의 특성을 소개하고자 한다.빔이 시료와 상호 작용하는 면적과 상호작용하지 않을 때의 빔을 회절모드에서 faraday cup으로 측정한 빔전류로 부터 계산하였다. Gibbsite에 대한 전자빔 조사 시 1분 이내에 급격한 Hydroxyl Ion(OH-)의 이탈로 인해 Cibbsite의 구조는 거시적 비정질화가 되며 시간증가에 따라 χ-alumina → ν-alumina → σ-alumina or δ-alumina의 순으로 상전이를 겪는다. 전자빔 조사 시 관찰된 회절자료의 가시적 변화를 통해 illumination angle 1.25mrad(Dose rate : 334 × 10³ e/sup -//sec·n㎡)일 경우 약 3초 이내에 비정질화가 시작됨을 알 수 있었고 이는 약 1 × 10/sup 6/ e/sup -//sec·n㎡ 의 전자선량에 해당되며 이를 기준으로 각각의 illumination angle에 대한 임계전자선량을 평가할 수 있었다. 실질적으로 Cibbsite와 같은 무기수화물의 직접가열실험 시 전자빔 조사에 의해 야기되는 상전이 영향을 배제하고 실험을 수행하려면 illumination angle 0.2mrad (Dose rate : 8000 e/sup -//sec·n㎡)이하로 관찰하고 기록되어야 함을 본 자료로부터 알 수 있었다.운동횟수에 의한 영향으로써 운동시간을 1일 6시간으로 설정하여, 운동횟수를 결정하기 위하여 오전, 오후에 각 3시간씩 운동시키는 방법과 오전부터 6시간동안 운동시키는 두 방법을 이용하여 품질을 비교하였다. 각 조건에 따라 운동시킨 참돔의 수분함량을 나타낸 것으로, 2회(오전 3시간, 오후 3시간)에 나누어서 운동시키기 위한 육의 수분함량은 73.37±2.02%를 나타냈으며, 1회(6시간 운