• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.277-284
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• 2017

This paper presents the establishment and characterization of a neutron calibration field using a bare $^{252}Cf$ source of low neutron source strength in Vietnam. The characterization of the field in terms of neutron flux spectra and neutron ambient dose equivalent rates were performed by Monte Carlo simulations using the MCNP5 code. The anisotropy effect of the source was also investigated. The neutron ambient dose equivalent rates at three reference distances of 75, 125, and 150 cm from the source were calculated and compared with the measurements using the Aloka TPS-451C neutron survey meters. The discrepancy between the calculated and measured values is found to be about 10%. To separate the scattered and the direct components from the total neutron flux spectra, an in-house shadow cone of 10% borated polyethylene was used. The shielding efficiency of the shadow cone was estimated using the MCNP5 code. The results confirmed that the shielding efficiency of the shadow cone is acceptable.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.211-215
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• 2016

Background: The moderated neutron calibration fields using $^{241}Am$-Be sources and a graphite moderator have been constructed at the Facility of Radiation Standard (FRS) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Materials and Methods: The neutron spectra of the fields were evaluated by the Monte-Carlo calculations and measurements using the Bonner Multi-sphere Spectrometer. Results and Discussion: The fields have continuous neutron spectra from several MeV to thermal neutron energy, with fluence-averaged energies of 0.84 MeV and 0.60 MeV. Reference values of fluence rates and ambient/personal dose equivalent rates were determined from neutron spectra by measurements. Conclusion: Currently, the fields are available for calibration or performance test of neutron measuring instruments.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.939-944
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• 2015

The calibration methods of neutron-measuring devices such as the neutron survey meter have advantages and disadvantages. To compare the calibration factors obtained by the shadow cone method and semi-empirical method, 10 neutron survey meters of five different types were used in this study. This experiment was performed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI; Daejeon, South Korea), and the calibration neutron fields were constructed using a $^{252}Californium$ ($^{252}Cf$) neutron source, which was positioned in the center of the neutron irradiation room. The neutron spectra of the calibration neutron fields were measured by a europium-activated lithium iodide scintillator in combination with KAERI's Bonner sphere system. When the shadow cone method was used, 10 single moderator-based survey meters exhibited a smaller calibration factor by as much as 3.1-9.3% than that of the semi-empirical method. This finding indicates that neutron survey meters underestimated the scattered neutrons and attenuated neutrons (i.e., the total scatter corrections). This underestimation of the calibration factor was attributed to the fact that single moderator-based survey meters have an under-ambient dose equivalent response in the thermal or thermal-dominant neutron field. As a result, when the shadow cone method is used for a single moderator-based survey meter, an additional correction and the International Organization for Standardization standard 8529-2 for room-scattered neutrons should be considered.

• 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

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권1호
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• pp.37-43
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• 2013

TLD를 이용하여 중성자 선량을 측정할 경우, TLD는 중성자 에너지에 대한 반응도 차이가 크기 때문에 현장 중성자장의 스펙트럼 특성에 맞는 에너지 반응도 보정이 반드시 필요하다. 본 실험에는 소형으로 가공된 TLD 소자를 사용하여 $^{252}Cf$ 중성자장에 설치된 내부구조가 복잡하고 좁은 Long-Counter (중성자 검출기) 내외부에서의 중성자 주위선량당량(ambient dose equivalent)을 측정하였다. 측정결과는 입자수송해석코드(MCNPX)를 이용한 계산결과와 비교하였다. 기존의 TLD 교정 선원인 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$만으로 교정하여 판독한 결과값은 전산모사 계산값과 많은 차이를 보였다. 그러나 bare 및 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$ 선원을 사용하여 생산한 두 교정인자를 혼용한 판독값은 계산값과 비슷하였다. 결과적으로, TLD 소자는 사용 현장과 비슷한 특성을 가지는 중성자장에서 교정되어야지만 올바른 선량평가가 가능함을 확인하였다.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.323-323
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• 1998

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권2호
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• pp.273-280
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• 2014

The spectrum weighted responses of various detectors were calculated to provide guidance on the proper selection and use of survey instruments on the basis of their energy response characteristics on the neutron fields. To yield the spectrum weighted response, the detector response functions of 17 neutron-measuring devices were numerically folded with each of the produced calibration neutron spectra through the in-house developed software 'K-SWR'. The detectors' response functions were taken from the IAEA Technical Reports Series No. 403 (TRS-403). The reference neutron fields of 21 kinds with 2 spectra groups with different proportions of thermal and fast neutrons have been produced using neutrons from the $^{241}Am$-Be sources held in a graphite pile, a bare $^{241}Am$-Be source, and a DT neutron generator. Fluence-average energy ($E_{ave}$) varied from 3.8 MeV to 16.9 MeV, and the ambient-dose-equivalent rate [$H^*(10)/h$] varied from 0.99 to 16.5 mSv/h.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2572-2577
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• 2023

A field determination method for small D-T neutron source yield based on the oxygen prompt gamma rays was established. A neutron-gamma transport equation of the determination device was developed. Two yield field determination devices with a thickness of 20 mm and 50 mm were made. The count rates of the oxygen prompt gamma rays were calculated using three energy spectra processing approaches, which were the characteristic peak of 6.13 MeV, the overlapping peak of 6.92 MeV and 7.12 MeV, and the total energy area. The R-square of the calibration curve is better than 94% and the maximum error of the yield test is 5.21%, demonstrating that it is feasible to measure the yield of D-T neutron source by oxygen prompt gamma rays. Additionally, the results meet the requirements for field determination of the conventional D-T neutron source yield.