Kim, Bong-Hwan;Kim, Jang-Lyul;Chang, Si-Young;Cho, Gyu-Seong
Journal of Radiation Protection and Research
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제26권3호
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pp.243-248
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2001
Neutron reference fields of Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) for calibrating neutron measuring devices to be used in radiation workplace monitoring consist of two kinds of neutron spectra, the direct and the scattered neutron fields, which are produced by using radionuclide neutron sources, 252Cf and 241AmBe sources. Necessary parameters for calibration such as the anisotropy factor of each neutron source and the room-scattered fraction of some neutron surveymeters in the KAERI calibration facility were determined by calculation or measurement. Spectral measurement of scattered neutron fields were performed at each reference calibration point using a Bonner Multi-sphere Spectrometer (BMS) and the dosimetric quantities for calibration also estimated from the neutron energy spectra which were unfolded using the BUNKI code.
Spent nuclear fuel is very dangerous substance emitting strong ionizing radiation which is harmful to human body. The remote handling of spent nuclear fuel is essential because people cannot access this substance without protecting radiation. To handle highly radioactive material or nuclear waste, many kinds of teleoperators such as master slave manipulator, electro mechanical manipulator, servo manipulator, mobile robot was developed. The distance and dimension of target object cannot be measured easily when highly radioactive material is handled by teleoperator because one should use lead glass or TV camera and monitor to protect radiation and see target object. During experiments on the remote handling of spent nuclear fuel by electro mechanical manipulator, we often felt that a distance and dimension measurement system is necessary to handle the objects which is in the highly radioactive environment, so we developed a system which is appropriate for this purpose.
This study has investigated radiation degradation of low density polyethylene(LDPE). Samples were irradiated up to 800kGy using a $Co^{60}\;\gamma-ray$ at a dose rate of 5kGy/hr in the presence of air atmosphere at room temperature. After irradiation, storing for 2 weeks, free radical measurement of LDPE has established by electron spin resonance(ESR). ESR measurement showed that free radical concentration(FRC) was increased with radiation dose and decreased with the time. The radical types showed alkyl, allyl, and peroxy radical with the irradiation, these changed to peroxy radical with the time.
An inverse boundary analysis of surface radiation in an axisymmetric cylindrical enclosure has been conducted in this study. Net energy exchange method was used to calculate the radiative heat flux on each surface, and a hybrid genetic algorithm was adopted to minimize an objective function, which is expressed by sum of square errors between estimated and measured heat fluxes on the design surface. We have examined the effects of the measurement error as well as the number of measurement points on the estimation accuracy.
본 논문에서는 실내 환경에서 검출되는 방사능을 측정하기 위한 계측 시스템을 제시한다. 일반 가정, 작업장, 연구소 등 다양한 공간에서 발생되는 방사능을 측정하고 이에 대한 예방을 위함이다. 다중 방사능 센서를 이용해서 여러 공간을 동시에 측정한다. 측정된 방사능 데이터는 지그비를 통해서 실시간으로 PC로 전달하여 모니터링하는 시스템이다. 소량의 방사능이라고 하더라고 만성 피폭으로부터의 예방을 위해 연구소 또는 작업장 같은 방사능 노출이 예상되는 곳은 필수적으로 설치되어야 한다고 생각된다.
The domestic solar radial ion data have been measured at 16 different sites all over the country since the beginning of 1980. It is very important that the fundamental data for the estimation and assessment of local solar radiation can be secured this project. In order to estimate available energy resource from solar radiation, it is necessary to have enough data, more than 30 years In any country. However since we have collected solar radiation(global radial ion including direct normal radiation) data only for 10 years we still need to measure insolation to secure the reliability and standardization of measured local solar radial ion data. In brief, the major activities on this R&D include rout me maintenance of the national network for insolation data measurement, evaluation of the collected data, and reliability enhancement for assessing the quality of solar radiation data as well.
Kurihara, O.;Tsujimura, N.;Takasaki, K.;Momose, T.;Maruo, Y.
Journal of Radiation Protection and Research
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제26권3호
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pp.249-253
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2001
Neutron dose assessment in criticality accidents using Whole Body Counter (WBC) was proved to be an effective method as rapid neutron dose estimation at the JCO criticality accident in Tokai-mura. The 1.36MeV gamma-ray of $^{24}Na$ in a body can be detected easily by a germanium detector. The Minimum Detectable Activity (MDA) of $^{24}Na$ is approximately 50Bq for 10miniute measurement by the germanium-type whole body counter at JNC Tokai Works. Neutron energy spectra at the typical shielding conditions in criticality accidents were calculated and the conversion factor, whole body activity-to-organ mass weighted neutron absorbed dose, corresponding to each condition were determined. The conversion factor for uncollied fission spectrum is 7.7 $[(Bq^{24}Na/g^{23}Na)/mGy]$.
In an effort to predict the long term durability of carbon fiber/epoxy composites in a space environ-ment interlaminar shear strength (ILSS) of the composites was measured as a function of 0.5 MeV electron radiation dosage. For the ILSS measurements a notch method (ASTM D3846) was used with and without side-supports. the supports were used to prevent peeling or bending during the test. The ILSS of both T300/ 5209 longitudinal composite system increases monotonically with radiation when the test is corried out without the support the ILSS of the composites increases initially but then decreases with further radiation. It is also observed that the ILSS of the unsupported case is much lower than that of the supported case. Measurement of epoxy modulus shows that the elastic modulus increases monotonically with radiation. But the breaking strength of the epoxy decreases with radiation. Electron Spectroscopy for Chemcal Analysis shows that the oxygen contents at both the pure epoxy surface and the composite fracture surface increase with radiation dose resulting in the increase of polarity at the interfacial region. This may be a supporting evidence for the increase in the ILSS of the composites.
Based on the measurement data on Radiation on a Horizontal Surface at 84 different areas in South Korea which were collected and recorded by the Central Meteorological Office, the average values in the period of 5 years from 1971 thru 1975 at 12 particular areas of Gangreung, Gyeongju, Gwangju, Gimhae, Mogpo, Seoul, Iri, Jeju, Jinju, Cheongju and Chungju are indicated in this report. For above 12 areas the following data have been obtained and are indicated in each tables. Annual totalization of Radiation on a Horizontal Surface and its yearly averaged daily totalization$cdots$Table 1. Monthly totalization of Radiation on a Horizontal Surface and its monthly averaged daily totalization$cdots$Table 2 Maximum and minimum values of daily totalization of Radiation on a Horizontal Surface$cdots$Table 3 Daily variation of monthly averaged Radiation on a Horizontal Surface$cdots$Table 4 thru 15 Decade averaged Radiation on a Horizontal Surface$cdots$Table 16 thru 27
1988년 4월 10일부터 17일까지 오스트레일리아의 Sydney에서 개최된 제7차 IRPA 국제학회에서 발표된 방사선방어에 관한 연구논문들을 전반적으로 검토하여 방사선 연구의 동향을 파악하는 한편, 전리방사선 안전분야에서 일어나고 있는 변화와 비전리 방사선 영역에서 증가되고 있는 관심사항등을 소개함으로써 금번 제7차 IRPA 국제학회의 면모를 소개한다. 첨가하여 IRPA 7 국제학회의 poster session에서 발표된 연구논문, '황산망간 용액조 방법에 의한 Cf-252 중성자 선원의 방출률측정'이 전재된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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