The neutron cross sections of $^{160}$ Dy, $^{161}$ Dy, $^{162}$ Dy, $^{l63}$Dy, and $^{164}$ Dy have been evaluated in the resonance region of which upper energy is set to several tens of keV. The cross sections are formulated with resonance parameters in the energy region under consideration. In the resolved resonance region, the positive-energy resonance parameters were adopted from the BNL compilation published in 1984 with slight, if any, modifications. A bound level resonance for each isotope except $^{162}$ Dy was invoked to reproduce the reference 2200 m/s cross sections and the bound coherent scattering length. Subsequently, the statistical behavior of the resolved resonance parameters was analyzed, and thus obtained s-wave average parameters were adopted in the unresolved resonance region. In addition, recent measurements of the capture cross sections in the unresolved region were taken into account in adjusting the average resonance parameters for high orbital angular momentum resonances. The present evaluation resulted in large improvements in the cross sections over the ENDF/B-Vl release 6.6.
Various research groups and private interprises are pursuing the design of a Molten Salt Reactor (MSR) as one of the Generation-IV concepts. In the current work a fast neutron MSR using chloride fuel is analyzed, specially analyzing the power production and neutron flux level in the Intermediate Heat Exchanger (IHX). The neutronic analysis in this work is based on a chloride-fuel MSR with 600 MW thermal power. The core power density was set to 100 MW m-3 with a core H/D [[EQUATION]] 1.0 amd four Intermediate Heat Exchanger (IHX). This leads to a power of 150 MW per IHX; this power is also comparable to the IHX proposed in the SAMOFAR framework. In this work, a preliminary design of a 150 MW helical-coil IHX for a chloride-fueled MSR is prepared and the fission rate, capture rate, and inelastic scatter rate are evaluated.
본 연구의 목적은 붕소 중성자 포획 치료 시 집적된 붕소 영역에서 중성자 선속의 변화와 그에 따른 방출된 즉발 감마선의 검출 시뮬레이션을 통하여 치료 영역에 대한 영상화의 가능성을 확인하고자 함이다. 전산 모사를 통하여 (1) 붕소 유무에 따른 중성자의 영향, (2) 내부와 외부에서의 즉발 감마선량 검출, (3) 즉발 감마선에 대한 에너지 스펙트럼 검출을 수행하였다. 모든 전산 모사는 Monte Carlo n-particle extended (MCNPX, Ver.2.6.0, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA)를 이용하여 가상의 물 팬텀과 열중성자(thermal neutron) 소스, 붕소 영역을 지정하였다. 열중성자의 에너지는 1 eV 이하의 에너지였으며 선속은 2,000,000 n/sec.로 설정하였다. 이 때, 발생된 즉발 감마선의 검출은 물 팬텀과 수직 방향으로 위치시키고 납으로 둘러싸인 lutetium-yttrium oxyorthosilicate (Lu0,6Y1,4Si0,5:Ce; LYSO) 섬광체 검출기를 이용하였다. 붕소가 존재하는 영역인 5 cm 깊이에서의 28 분할로서 대략 0.18 cm의 bin을 도출하여 붕소 영역의 얕은 깊이에서부터 급격하게 저하되는 것을 확인하였다. 또한 붕소 영역이 시작되는 지점인 9 cm 깊이에서 감마선의 피크 레벨을 확인하였다. 그리고 478 keV 지점에서 정확한 즉발 감마선 피크가 관찰되는 것을 확인하였다. 478 keV의 즉발 감마선 피크는 41 keV의 반치폭으로 에너지 분해능 값은 8.5%로 측정되었다. 결론적으로 붕소 중성자 포획 치료 시 발생되는 즉발 감마선의 계측으로 치료가 행해지는 부위를 감마 카메라 또는 단일 광자 방출 단층 촬영 기기에서 영상화할 수 있는 가능성을 확인하였다.
가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.
Kim, Moo-Sub;Shin, Han-Back;Choi, Min-Geon;Monzen, Hajime;Shim, Jae Goo;Suh, Tae Suk;Yoon, Do-Kun
Nuclear Engineering and Technology
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제52권1호
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pp.155-163
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2020
To investigate the optimal detector material for prompt gamma imaging during boron neutron capture therapy, in this study, we evaluated the characteristic regarding radiation reaction of available detector materials using a Monte Carlo simulation. Sixteen detector materials used for radiation detection were investigated to assess their advantages and drawbacks. The estimations used previous experimental data to build the simulation codes. The energy resolution and detection efficiency of each material was investigated, and prompt gamma images during BNCT simulation were acquired using only the detectors that showed good performance in our preliminary data. From the simulation, we could evaluate the majority of detector materials in BNCT and also could acquire a prompt gamma image using the six high ranked-detector materials and lutetium yttrium oxyorthosilicate. We provide a strategy to select an optimal detector material for the prompt gamma imaging during BNCT with three conclusions.
CZT detectors, which are compound semiconductors that have been widely used recently for gamma-ray detection purposes, are difficult to detect neutrons because direct interaction with them does not occur unlike gamma-rays. In this paper, a method of detecting and determining energy levels (fast neutrons and thermal neutrons) of neutrons, in addition of identifying energy and nuclide of gamma-rays, and evaluating gamma dose rates using a CZT semiconductor detector is described. Neutrons may be detected by a secondary photoelectric effect or compton scattering process with a characteristic gamma-ray of 558.6 keV generated by a capture reaction (113Cd + 1n → 114Cd + 𝛾) with cadmium (Cd) in the CZT detector. However, in the case of fast neutrons, the probability of capture reaction with cadmium (Cd) is very low, so it must be moderated to thermal neutrons using a moderator and the material and thickness of moderator should be determined in consideration of the portability and detection efficiency of the equipment. Conversely, in the case of thermal neutrons, the detection efficiency decreases due to shielding effect of moderator itself, so additional CZT detector that do not contain moderator must be configured. The CZT detector that does not contain moderator can be used to evaluate energy, nuclide, and gamma dose-rate for gamma-rays. The technology proposed in this paper provides a method for detecting both neutrons and gamma-rays using a CZT detector.
즉발감마선 중성자방사화법 (PGAA)은 시료내 미량 및 주원소를 빠르게 비파괴적으로 분석하는 방법으로 주로 광물, 금속, 석탄, 시멘트, 석유, 코팅, 제지 등 다양한 산업체에서 실시간 분석법으로 매우 유용하다. 이 방법은 제약과 관련된 산업체 또는 연구업무에도 활용되며, 마약 또는 폭발물과 같은 위험물질의 탐지에도 이용되고 있다. 본 총설은 즉발감마선 중성자 방사화법의 현재의 기술현황과 앞으로 연구추진 경향에 대하여 서술하였다. PGAA 시스템은 중성자 선원, 증성자 핵반응으로부터 발생하는 즉발감마선을 측정하기위한 다중채널분석기와 A/D 변환기 등의 전자모듈과 고분해능 HPGe 검출기로 구성된다. 속중성자의 콤프턴 산란에 의한 높은 바탕값은 감마-감마 동시계수장치의 도입으로 개선될 수 있다. 현재 $^{252}Cf$를 사용한 즉발감마선 중성자 방사화 장치는 수용액중에 존재하는 원소들의 실시간분석을 위해 한국원자력연구소에서 개발중에 있다. 이 장치는 다양한 마약 및 폭발물 또는 화학무기의 탐지에도 응용될 수 있다.
As you know, boron compounds, borax ($Na_2B_4O_5(OH)_4{\cdot}8H_2O$) etc. were known thousands of years ago. As for natural boron, it has two naturally occurring and stable isotopes, boron 11 ($^{11}B$) and boron 10 ($^{10}B$). The neutron absorption $^{10}B$ is included about 19~20% with 80~81% $^{11}B$. Boron is similar to carbon in its capability to form stable covalently bonded molecular networks. The mass difference results in a wide range of ${\beta}$ values between the $^{11}B$ and $^{10}B$. The $^{10}B$ isotope, stable with 5 neutrons is excellent at capturing thermal neutrons. For example, it is possible to decrease a thermal neutron required for the nuclear reaction of uranium 235 ($^{235}U$). If $^{10}B$ absorbs a neutron ($^1n$), it will change to $^7Li+^1{\alpha}$ (${\alpha}$ ray, like $^4He$) with prompt ${\gamma}$ ray from $^{11}B$$^{11}B$ (equation 1). $$^{10}B+^1n\;{\rightarrow}\;^{11}B\;{\rightarrow}\; prompt \;{\gamma}\;ray (478 keV), \;^7Li+4{\alpha}\;(4He)\;\;\;\;{\cdots}\; (1)$$ If about 1% boron is added to stainless steel, it is known that a neutron shielding effect will be 3 times the boron free steel. Enriched boron or $^{10}B$ is used in both radiation shielding and in boron neutron capture therapy. Then, $^{10}B$ is used for reactivity control and in emergency shutdown systems in nuclear reactors. Furthermore, boron carbide, $B_4C$, is used as the charge of a nuclear fission reaction control rod material and neutron cover material for nuclear reactors. The $B_4C$ powder of natural B composition is used as a charge of a control material of a boiling water reactor (BWR) which occupies commercial power reactors in nuclear power generation. The $B_4C$ sintered body which adjusted $^{10}B$ concentration is used as a charge of a control material of the fast breeder reactor (FBR) currently developed aiming at establishment of a nuclear fuel cycle. In this study for new boron compound, silicon boride ceramics for capturing thermal neutrons, preparation and characterization of both silicon tetraboride ($SiB_4$) and silicon hexaboride ($SiB_6$) and ceramics produced by sintering were investigated in order to determine the suitability of this material for nuclear power generation. The relative density increased with increasing sintering temperature. With a sintering temperature of 1,923 K, a sintered body having a relative density of more than 99% was obtained. The Vickers hardness increased with increasing sintering temperature. The best result was a Vickers hardness of 28 GPa for the $SiB_6$ sintered at 1,923K for 1 h. The high temperature Vickers hardness of the $SiB_6$ sintered body changed from 28 to 12 GPa in the temperature range of room temperature to 1,273 K. The thermal conductivity of the SiB6 sintered body changed from 9.1 to 2.4 W/mK in the range of room temperature to 1,273 K.
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.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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