• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.965-970
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• 1995

원자력병원의 MC-50 싸이클로트론을 이용하여 표준선원용으로 사용되는 $^{54}$Mn를 $^{59}$ Co(p, $\alpha$pn) 핵반응으로 생산하고 이온교환수지법을 통하여 무담체의 $^{54}$Mn를 11.85$\mu$Ci/ $\mu$Ah의 수율로 분리하였다. 또한 $^{59}$ Co(p,$\alpha$pn)$^{54}$Mn 핵반응에 대한 여기함수를 stacked foil 방법으로 측정하였고, 그 결과 threshold energy는 27.3 MeV이었으며 41.2MeV에서 최대치의 핵반응단면적 47.4mb를 나타내었다.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.13 no.5
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• pp.819-824
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• 2019

In this study, we proposed a method for identifying isotopes generated from high-energy proton $^{nat}Pb$(p,xn) nuclear reactions through the difference of gamma rays generated through nuclear reactions using different proton energies. The experiment was performed by using a high energy proton generated from a 100 MeV proton linear accelerator of the Korea Atomic Energy Research Institute. Gamma rays generated by various nuclides generated through proton nuclear reactions were measured using a gamma-ray spectroscopy system composed of HPGe detectors. Gamma-ray standard sources were used for accurate energy calibration and efficiency measurements of HPGe gamma-ray detectors. For the proposed method, 100 and 60 MeV proton energy beams were used for the same natural lead samples. This method was found to be very effective in identifying nuclides produced by comparing gamma rays generated from the same sample with each other. The results of this study are expected to be very effective in obtaining other proton nuclear reaction results in the future.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.15 no.2
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• pp.257-263
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• 2021

This study derives the relative cross-section for the natW(p,xn)176Re nuclear reaction by measuring the gamma rays generated from the nuclear reaction with natural tungsten using a 100 MeV linear accelerator of the Korea Multi-purpose Accelerator Complex in the Korea Atomic Energy Research Institute. In general, research on isotopes with a short half-life always shows a tendency that the intensity of radioactivity decreases rapidly within a short period of time, making it very difficult to measure itself. In particular, 176Re is one of the relatively short radionuclides with a half-life of 5.3 minutes. In this study, 109.08 keV gamma rays generated from the 176Re isotope having such a short half-life were measured using a high-purity Ge detector(HPGe detector). The obtained relative measurements were the results in the 8 to 14 MeV proton energy domain published by Richard G. in 1967, and the TENDL-2019 value, which was the result of A. J. Koning in 2019, which evaluated the nuclear reaction cross-section by calculation based on this comparative analysis was performed. The results of this study are expected to be usefully applied to the design of nuclear fusion reactor which is known as future energy sources, elements ratio for the nuclear synthesis of astrophysics.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.235-235
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• 2011

진단용 또는 의료용 동위원소들은 안정한 표적물질에 높은 에너지의 양성자가 조사 될 때 핵반응에 의해서 생성된다. 양성자를 충분한 에너지로 가속하기 위해서 이용되는 사이클로트론의 주요 부분은 (1) 진공시스템, (2) 자석시스템, (3) RF 시스템, (4) 외부 이온원, (5) 수직 축 방향빔의 수평방향 전환 시스템, (6) 빔 인출 장치, 그리고 빔전송과 표적장치로 구성된다. 인출된 빔은 표적까지 손실 없이 전송 될 수 있도록 빔 라인에 설치된 광학적 요소에 의해 집속되어 전송된다. 방사성동위원소의 생산량은 양성자 빔의 특성과 표적 물질의 종류에 따라 결정된다. 즉, 표적 물질에 조사하는 입자의 종류, 적절한 핵반응 선택, 최소량의 불순핵종과 원하는 방사핵종의 최대수율을 얻을 수 있는 최적 에너지 범위결정, 표적 물질의 냉각능력과 입자전류의 세기 등을 고려 하여야 한다. 동위원소 생산에 있어서 예측되는 수율은 입자전류와 비례하며, 에너지에 대한 핵반응 단면적 즉, 여기함수를 적분하여 아래와 같이 얻을 수 있다. 주 생성핵종의 생산 효율을 최대로 높이고 불순 핵종의 생성량을 최소로 감소시키기 위해서는 정확한 여기 함수 자료를 바탕으로 최적 입자를 결정하여야 한다. 또한 이론적인 생산 수율은 입자 전류에 정비례하지만, 입자 전류가 클경우 생산수율은 이론적인 수율보다 적다. 입자빔의 불균일성, 표적의 방사선 피폭에 의한 손상, 높은 입자전류에 의해 발생하는 열로 인하여 생성 핵종이 증발하여 생산 수율이 감소된다. 본 발표에서 방사핵종 C-11과 Tc-99m을 개발하기 위한 최적 조건에 관한 연구결과를 보고하고자 한다.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.12 no.2
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• pp.133-138
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• 2018

The measurement of gamma-ray spectrum of $^{nat}W(p,xn)$ reaction with natural tungsten were performed by using a high energy proton generated from a 100-MeV proton linear accelerator of the Korea Multi-purpose Accelerator Complex (KOMAC). Gamma rays generated by various nuclides generated through the nuclide were measured using a gamma-ray spectroscopy system composed of HPGe detector. A gamma-ray standard source was used for energy calibration and efficiency measurement of the detector. Analysis of the gamma rays observed in the measured spectra showed that the radionuclides produced were $^{167}Re$, $^{178}Re$, $^{179}Re$, $^{180}Re$, $^{181}Re$, $^{182}Re$, $^{184}Re$, $^{172}Ta$, $^{174}Ta$, $^{178}Ta$, $^{182}Ta$, $^{184}Ta$, $^{175}W$, $^{176}W$, $^{177}W$ and $^{179}W$. Nuclides were generated. The results of this study will be applied to nuclear fusion, astrophysics, and nuclear medicine applications in the future.

• The Science & Technology
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• v.28 no.11 s.318
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• pp.62-66
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• 1995

핵반응 자체보다 제어에 큰 어려움 연속성있는 국가예산 뒷받침 필요

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 1994.06a
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• pp.116-116
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• 1994

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.45-52
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• 1996

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.13 no.3
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• pp.139-144
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• 1981

Plutionum, neptunium, and uranium isotopes which were produced in the interaction of $^{136}$ Xe and $^{244}$ Pu are separated and determined their cross sections. The cross sections are: $\sigma$($^{245}$ Pu)=66 mb, $\sigma$($^{243}$ Pu)=57 mb, $\sigma$($^{246}$ Pu)=6.0 mb, $\sigma$($^{239}$ Np)=15 mb, $\sigma$($^{240}$ U)=12 mb, $\sigma$($^{245}$ U)=6.4 mb respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.7 no.2
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• pp.119-126
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• 1975

On the assumption that the spectral distribution of prompt fission neutrons released from supercritical accidents can be expressed by the generalized Cranberg form with two spectral parameters, which is then transformed into the single parameter form, a variation of the fission spectrum-averaged cross-sections for some threshold reactions with varying the spectral parameter has teen calculated using an electronic computer. It appears that the average cross-sections are very sensitive to the spectral deformation, especially those for the detectors having the threshold at high neutron energy are high compared to those for the detectors of which the threshold energies are comparatively low.