Won, Byung-Hee;Seo, Hee;Lee, Seung Kyu;Park, Se Hwan;Kim, Ho Dong
Journal of Radiation Protection and Research
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v.38
no.4
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pp.172-178
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2013
In this study, neutron detection efficiency of the UNDA system, which has been developed for study on nuclear material accountancy in a future pyro-process facility, was evaluated by using the MCNPX code. The detection efficiency was evaluated as a function of (1) positions of $^{252}Cf$ neutron source in the axial and radial directions, and (2) thicknesses and locations of the container filled with the depleted uranium materials for two different designs of the UNDA. In the case of $^{252}Cf$ source positions, detection efficiency was distributed from 6.83% to 13.35%. As $^{252}Cf$ source was positioned at upper part in the axial direction, detection efficiency was decreased after a slight increase. On the other hands, as $^{252}Cf$ source was positioned at outer part in the radial direction, detection efficiency was increased. In the case of container thickness, there was a slight decline when the thickness was increased. As the container was located at upper part, detection efficiency was decreased and as the container was located at outer part, detection efficiency was increased. Detection efficiency was varied from 10.31% to 13.61%. These values were higher than that of $^{252}Cf$ source case. The UNDA with polyethylene cover has about 2% higher detection efficiency than the UNDA without the cover.
Kim, Hyun Suk;Smith, Martin B.;Koslowsky, Martin R.;Kwak, Sung-Woo;Ye, Sung-Joon;Kim, Geehyun
Journal of Radiation Protection and Research
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v.42
no.1
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pp.48-55
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2017
Background: Simultaneous detection of neutrons and gamma rays have become much more practicable, by taking advantage of good gamma-ray discrimination properties using pulse shape discrimination (PSD) technique. Recently, we introduced a commercial CLYC system in Korea, and performed an initial characterization and simulation studies for the CLYC detector system to provide references for the future implementation of the dual-mode scintillator system in various studies and applications. Materials and Methods: We evaluated a CLYC detector with 95% $^6Li$ enrichment using various gamma-ray sources and a $^{252}Cf$ neutron source, with validation of our Monte Carlo simulation results via measurement experiments. Absolute full-energy peak efficiency values were calculated for gamma-ray sources and neutron source using MCNP6 and compared with measurement experiments of the calibration sources. In addition, behavioral characteristics of neutrons were validated by comparing simulations and experiments on neutron moderation with various polyethylene (PE) moderator thicknesses. Results and Discussion: Both results showed good agreements in overall characteristics of the gamma and neutron detection efficiencies, with consistent ~20% discrepancy. Furthermore, moderation of neutrons emitted from $^{252}Cf$ showed similarities between the simulation and the experiment, in terms of their relative ratios depending on the thickness of the PE moderator. Conclusion: A CLYC detector system was characterized for its energy resolution and detection efficiency, and Monte Carlo simulations on the detector system was validated experimentally. Validation of the simulation results in overall trend of the CLYC detector behavior will provide the fundamental basis and validity of follow-up Monte Carlo simulation studies for the development of our dual-particle imager using a rotational modulation collimator.
Composite scintillation screens on a base of Gd1.2Y1.8Ga2.5Al2.5O12:Ce (GYAGG) scintillator have been evaluated for neutron detection. Besides the powdered scintillator, the composite includes 6LiF particles; both are merged with a binder and deposited onto the light-reflecting aluminum substrate. Results obtained demonstrates that screens are suitable for use with a silicon photomultiplier readout to create a prospective solution for a compact and low-cost thermal neutron sensor. Composite GYAGG/6LiF scintillation screen shows a pretty matched sensitivity and γ-background rejection with a widely used ZnS/6LiF screens however, possesses forty times faster response.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.21
no.2
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pp.235-246
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2023
Neutron resonance transmission technique was applied for assaying isotopic fissile materials produced in the pyro-process. In each process of the pyro-process, a different composition of the fissile material is produced. Simulation was basically performed on 235U and 239Pu assay for TRU-RE product, hull waste, and uranium addition. The resonance energies were evaluated for uranium and plutonium in the simulation, and the linearity in the detection response was examined on the fissile content variation. The linear resonance energies were determined for the analysis of 235U and 239Pu on the different fissile materials. For enriched TRU-RE assay, the sample condition was suggested; The sample density, content, and thickness are the key factors to obtain accurate fissile content. The detection signal is discriminated for uranium and plutonium in neutron resonance technique. The transmitted signal for fissile resonance has a direct relation with the content of fissile. The simulation results indicated that the neutron resonance technique is promising to analyze 235U and 239Pu for various types of the pyro-process material. An accurate fissile assay will contribute toward safeguarding the pyro-processing system.
$^3He$ gas has been used for neutron monitors as the neutron converter owing to its advantages such as high sensitivity, good ${\gamma}$-discrimination capability, and long-term stability. However, $^3He$ is becoming more difficult to obtain in last few years due to a global shortage of $^3He$ gas. Accordingly, the cost of a neutron monitor using $^3He$ gas as a neutron converter is becoming more expensive. Demand on a neutron monitor using an alternative neutron conversion material is widely increased. $^{10}B$ has many advantages among various $^3He$ alternative materials, as a neutron converter. In order to develop a neutron converter using $^{10}B$ (actually $B_4C$), we calculated the optimal thickness of a neutron converter with a Monte Carlo simulation using MCNP6. In addition, a neutron converter was fabricated by the Ar sputtering method and the neutron signal detection efficiencies were measured with respect to various thicknesses of fabricated a neutron converter. Also, we developed a 2-dimensional multi-wire proportional chamber (MWPC) for neutron beam profile monitoring using the fabricated a neutron converter, and performed experiments for neutron response of the neutron monitor at the 30 MW research reactor HANARO at the Korea Atomic Energy Research Institute. The 2-dimensional MWPC with boron ($B_4C$) neutron converter was proved to be useful for neutron beam monitoring, and can be applied to other types of neutron imaging.
Neutron induced prompt gamma activation analysis (PGAA) offers a nondestructive, sensitive and relatively rapid method for the determination of trace and major elements and is proven to be convenient for online analysis of minerals, metals, coal, cement, petrochemical, coating, paper as well as many other materials and products. The technique has found many uses in medicine, industry, research, security and the detection of contraband items. This report reviews the present status and future trends of the PGAA techniques. Requirements for the system are neutron source, high resolution HPGe detectors with a high-voltage power supply, an amplifier, analog-to-digital converter, and a multichannel analyzer for the detection and measurement of prompt ${\gamma}$-ray emit form the neutron capture elements. Introducing a ${\gamma}$-${\gamma}$ coincidence system also improves the quality of the ${\gamma}$-ray spectrum by suppressing the background created from the Compton scattering of high energy prompt ${\gamma}$-rays. A PGAA system using a $^{252}Cf$ neutron source is currently under construction for the on-line measurement of several elements in aqueous samples at KAERI. The system can be applied for the detection of chemical weapons and explosives as well as various narcotics.
Kim, Yong-Kyun;Park, Se-Hwan;Kang, Sang-Mook;Chung, Chong-Eun
Journal of Radiation Protection and Research
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v.30
no.1
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pp.35-37
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2005
The radiation detector research group at KAERI has developed a high efficiency neutron detector using a Gas Electron Multiplier (GEM). The double GEM was fabricated and operated in an Ar/Isobutane mixture. For an application to a high efficiency neutron detector, $^6Li\;or\;^{10}B$ neutron converters coated on each surface of the multi GEM foils were considered. The optimized thickness of the thin film for a neutron detection was calculated with the MCNP and SRIM. The neutron efficiency was calculated by changing the chemical components of the thin film, and the thickness of the thin film. The thermalized neutrons were measured by a GEM detector with a thin neutron converter on the drift plate.
For fast neutron spectroscopy in MeV region, a recoil proton telescope detector was designed and constructed so as to increase in detection efficiency without appreciable deterioration in energy resolution by adopting a special type of recoil proton radiator which is a combination of a ring-shaped vertical radiator and a cone-shaped horizontal radiator at a certain geometry. A neutron stopper was built in the detector system to minimize the background due to direct exposure of the Si(Li) detectors to primary incident neutrons. The detection efficiency and the energy resolution calculated at various neutron energies and geometries are given and these characteristics of the detector system were tested by 14.1 MeV neutrons. As the calculation predicted, the relative detection efficiency in case of the combined radiator system is almost 2.2 times of that for a single, ring-shaped vertical radiator system. The calculated energy resolution is 3.7% FWHM, whereas the measured resolution was 3.9% which means resolution broadening of approximately. 30% was resulted by introducing a combined radiator system into the telescope. Increase in background less than 40% was also observed.
A future nuclear energy system is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), the system involves a Sodium Fast Reactor (SFR) linked with the pyro-process. The pyro-process produces a source material to fabricate a SFR fuel rod. Therefore, an isotopic fissile content assay is very important for fuel rod safety and SFR economics. A new technology for an analysis of isotopic fissile content has been proposed using a lead slowing down spectrometer (LSDS). The new technology has several features for a fissile analysis from spent fuel: direct isotopic fissile assay, no background interference, and no requirement from burnup history information. Several calculations were done on the designed spectrometer geometry: detection sensitivity, neutron energy spectrum analysis, neutron fission characteristics, self shielding analysis, and neutron production mechanism. The spectrum was well organized even at low neutron energy and the threshold fission chamber was a proper choice to get prompt fast fission neutrons. The characteristic fission signature was obtained in slowing down neutron energy from each fissile isotope. Another application of LSDS is for an optimum design of the spent fuel storage, maximization of the burnup credit and provision of the burnup code correction factor. Additionally, an isotopic fissile content assay will contribute to an increase in transparency and credibility for the utilization of spent fuel nuclear material, as internationally demanded.
An integrated neutron interrogation system has been developed for non-destructive assay of highly-radioactive special nuclear materials, to accumulate knowledge of the method through developing and using it. The system combines a differential die-away (DDA) measurement system for the quantification of nuclear materials and a prompt gamma-ray analysis (PGA) system for the detection of neutron poisons which disturb the DDA measurements; a common D-T neutron generator is used. A special care has been taken for the selection of materials to reduce the background gamma rays produced by the interrogation neutrons. A series of measurements were performed to test the basic performance of the system. The results show that the DDA system can quantify plutonium of as small as 20 mg and it is not affected by intense neutron background up to 1.57 × 107 s-1 and gamma ray of 4.43 × 1010 s-1. The gamma-ray background counting rate at the PGA detector was reduced down to 3.9 × 103 s-1 even with the use of the D-T neutron generator. The test measurements show that the PGA system is capable of detecting 0.783 g of boron and about 86.8 g of gadolinium in 30 min.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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