Park, Yong-Joon;Pyo, Hyung-Yeal;Song, Kyu-Seok;Song, Byoung-Chul;Jee, Kwang-Yong;Kim, Won-Ho
Bulletin of the Korean Chemical Society
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제27권10호
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pp.1609-1612
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2006
The determination of the boron isotopic ratio in solutions was achieved by means of a solid state track detector by using an alpha track. The neutron flux was optimized by using a Cd-foil to find the optimum conditions for counting the number of alpha tracks on the selected solid detector caused by the (n, $\alpha$) nuclear reaction of boron. The home-made multi-dot detector plate was utilized in this study to increase the reproducibility of the measurement by uniformly drying the boron solution within the marked circle area on the detector plate. The experimental results of this study verified that the $^{11}B/^{10}B $ isotopic ratio can be measured by observing the number of alpha tracks for different concentrated standard solutions with various isotopic compositions. This technique was applied to the determination of $^{10}B$ enrichment factor in a biological sample for a boron neutron capture therapy.
The line shape functions for the Doppler-broadened gamma ray spectrum are considered in the $^{10}B(n,{\alpha}{\gamma})^7Li$ reaction occurring in a surrounding medium where the excited $^7Li$ nucleus is slowed down and stopped before decay. The phenomenological form of the stopping power was used for the broadening effect. Convolution with the detailed response of a germanium detector is taken into consideration for the simplest case of solely electronic stopping. A numerical study for the analysis of $^{10}B$ by thermal neutron capture is conducted by performing a parametric search and fitting the measured spectrum in a least-squares approach. In comparison with the previous numerical approach using the same analysis, the computational speed is increased and reliable information concerning the stopping power of the medium is obtained while estimating the uncertainty. Implementation of the routine analysis of $^{10}B$ is facilitated on a recent version of the gamma ray spectrum analysis package HyperGam.
The evaluation of radioactivated components of heavy-ion accelerator facilities affects the safety of radiation management and the exposure dose for workers. and this is an important issue when predicting the disposal cost of waste during maintenance and dismantling of accelerator facilities. In this study, the FLUKA code was used to simulate the proton treatment device nozzle and classify the radio-nuclides and total radioactivity generated by each component over a short period of time. The source term was evaluated using NIST reference beam data, and the neutron flux generated for each component was calculated using the evaluated beam data. Radioactive isotopes caused by generated neutrons were compared and evaluated using nuclide information from the International Radiation Protection Association and the Korea Radioisotope association. Most of the nuclides produced form of beta rays and electron capture, and short-lived nuclides dominated. However, In the case of 54Mn, which is a radioactive product of iron, the effect of gamma rays should be considered. In the case of tritium generated from a material with a low atomic number, it is considered that handling care should be taken due to its long half-life.
열중성자 포획 과정을 통한 핵이성체 쌍 즉 $^{80}$ B $r^{m, g}$, sup 81/S $e^{m, g}$, $^{104}$ R $h^{m, g}$, $^{116}$ I $n^{m, g}$ 및 $^{134}$ C $s^{m, g}$ 의 단면적 비를 다루었다. 방사화 방법에 의하여 구하여진 이들 핵이성체 쌍의 단면적 비의 실험측정치를 수정 보완된 Huizenga-Vandenbosch법에 의한 계산치와 비교 검토하였다. 상기 측정치와 계산치는 spin cut-off parameter와 ${\gamma}$-선의 중복도를 적절히 조정함으로써 30% 이내의 오차 범위내에서 일치시킬 수 있었다.
Silicon, especially silicon in the form of SiO2, is a major component of rocks. Final spent fuel storages, which are being designed, are located in suitable rock formations in the Earth's crust. Reduction of the uncertainty of silicon neutron scattering and capture is needed; improved silicon evaluations have been recently produced by the ORNL/IAEA collaboration within the INDEN project. This paper deals with the nuclear data validation of that evaluation performed at the LR-0 reactor by means of critical experiments and measurement of reaction rates. Large amounts of silicon were used both as pure crystalline silicon and SiO2 sand. The critical moderator level was measured for various core configurations. Reaction rates were determined in the largest core configuration. Simulations of the experimental setup were performed using the MCNP6.2 code. The obtained results show the improvement in silicon cross-sections in the INDEN evaluations compared to existing evaluations in major libraries. The new Thermal Scattering Law for SiO2 published in ENDF/B-VIII.0 additionally reduces the discrepancy between calculation and experiments. However, an unphysical peak is visible in the neutron spectrum in SiO2 obtained by calculation with the new Thermal Scattering Law.
The grade analysis of lead-zinc ore is the basis for the optimal development and utilization of deposits. In this study, a method combining Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) technology and machine learning is proposed for lead-zinc mine borehole logging, which can identify lead-zinc ores of different grades and gangue in the formation, providing real-time grade information qualitatively and semi-quantitatively. Firstly, Monte Carlo simulation is used to obtain a gamma-ray spectrum data set for training and testing machine learning classification algorithms. These spectra are broadened, normalized and separated into inelastic scattering and capture spectra, and then used to fit different classifier models. When the comprehensive grade boundary of high- and low-grade ores is set to 5%, the evaluation metrics calculated by the 5-fold cross-validation show that the SVM (Support Vector Machine), KNN (K-Nearest Neighbor), GNB (Gaussian Naive Bayes) and RF (Random Forest) models can effectively distinguish lead-zinc ore from gangue. At the same time, the GNB model has achieved the optimal accuracy of 91.45% when identifying high- and low-grade ores, and the F1 score for both types of ores is greater than 0.9.
The high capture cross-section (𝜎c) of Gadolinium (Gd-155 and Gd-157) causes reactivity penalty and swing at the initial stage of fuel burnup in Pressurized Water Reactor (PWR). The present study is concerned with the feasibility of the combination of mixed burnable poison with both low and high 𝜎c as an approach to minimize these effects. Two considered reference designs are fuel assemblies with 24 IBA rods of Gd2O3 and Er2O3 respectively. Models comprise nuclear fuel with a homogeneous mixture of Er2O3, AmO2, SmO2, and HfO2 with Gd2O3 as well as the coating of PaO2 and ZrB2 on the Gd2O3 pellet's outer surface. The infinite multiplication factor was determined and reactivity was calculated considering 3% neutron leakage rate. All models except Er2O3 and SmO2 showed expected results namely higher values of these parameters than the reference design of Gd2O3 at the early burnup period. The highest value was found for the model of PaO2 and Gd2O3 followed by ZrB2 and HfO2. The cycle burnup, discharge burnup, and cycle length for three batch refueling were calculated using Linear Reactivity Model (LRM). The pin power distribution, energy-dependent neutron flux and Fuel Temperature Coefficient (FTC) were also studied. An optimization of model 1 was carried out to investigate effects of different isotopic compositions of Gd2O3 and absorber coating thickness.
We present chemical and kinematic properties of the Milky Way's halo system investigated by carbon-enhanced metal-poor (CEMP) stars identified from the Sloan Digital Sky Survey. We first map out fractions of CEMP-no stars (those having no over-abundances of neutron-capture elements) and CEMP-s stars (those with over-enhancements of the s-process elements) in the inner- and outer-halo populations, separated by their spatial distribution of carbonicity ([C/Fe]). Among CEMP stars, the CEMP-no and CEMP-s objects are classified by different levels of absolute carbon abundances, A(C). We investigate characteristics of rotation velocity and orbital eccentric for these subclasses for each halo population. Any distinct kinematic features identified between the two categories in each halo region provide important clues on the origin of the dichotomy of the Galactic halo.
붕소 중성자 포획 요법(BNCT, Boron Neutron Capture Therapy)용 열외중성자빔의 개발을 위하여 방사성 동위원소인 Cf-252를 중성자 선원으로 사용하였으며 상대적으로 낮은 중성자속을 높이기 위하여 미임계 증배 집합체를 이용하였다. 이전에 계시된 미임계 증배 집합체는 높은 핵연료 농축도를 필요로 하는 단점이 있어 본 연구에서는 이를 감소시키기 위한 몇 가지 설계안을 제시하였다. 중성자빔 설계를 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 전산코드인 MCNP를 이용, 타원형두뇌 팬텀 내에서 AD, AR ADDR및 각각의 선량성분 등을 계산함으로써 설계된 중성자빔의 특성분석을 수행하였다. 새롭게 개선되어 제시된 중성자빔의 설계는 상대적으로 낮은 핵연료 농측도를 보이면서 기존의 결과와 유사한 결과를 보여주고 있으며 특히 두뇌 팬텀 내에서의 선량률은 기존에 비해 매우 높은 값을 보임으로써 짧은 시간에 효과적으로 뇌종양을 치료할 수 있는 이 점이 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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