• 전기의세계
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• 제19권4호
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• pp.18-23
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• 1970

A neutron detector, in general, can not be utilized as the thermal neutron detecting chamber in the nuclear power reactor, especially P.W.R. due to the characteristics of high temperature, high pressure and high neutron flux in a reactor vessel. We have performed an experiment to detect the thermal neutrons at 400.deg. C and high flux of thermal neutron in a power reactor. Coating boron-10 on the aluminium plates by means of surface diffusion method at 600.deg. C for 5 hours in an electric furace, also we made a typical chamber which was compensated ionization chamber filled with free air as an ionization gas. It was checked the chamber characteristics in the TRIGA MARK-II Reactor at the power level from zero to 250KW. The chamber current showed a perfect linear increase to power increase. However, many variation of the measured current were observed within the power of 50KW.

• 대한화학회지
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• 제7권1호
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• pp.13-16
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• 1963

Thermal neutron activation analysis was applied to determine the trace amount of Vanadium and Manganese in Buyo and Kumsan Ginseng. These elements have been regarded to have great nutritional value and one of the indispensable factor in the growth of ginseng. The TRIGA MARK II Reactor in Atomic Energy Research Institute was used for the neutron source. The samples were irradiated for 10 minutes for Vanadium and for 5 minutes for Manganese at the neutron flux of about $1.28{\times}10^{12}n/cm^2/sec$ and the RCL 256 Channel Pulse-Height Analyzer connected with $2"{\times}2"$ Nal(Tl) was used for activity determination. The amounts were about 0.02 ppm for Vanadium and 20 ppm for Manganese, and it was also found that the amounts of the elements were slightly different depending on the kinds of ginsengs.

• 전기의세계
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• 제10권
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• pp.29-37
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• 1963

일반적으로 이 함수의 측정은 원자로내에 Pile Oscillator봉이라고 칭하는 회전체를 넣어 이것에서 sinusoidal한 입력을 가할 수 있게 reactivity driving function을 얻는 것이 가장 중요한 역할을 하고 있는 관계로 이 봉의 회전속도변화(TRIGA MARK-II REACTOR 0.001-100cps, ARGONAUT REACTOR 0.01-20cps)를 매속 정확히 기록할 수 있어야 되는 것이다. 그러나 방사선으로 접근하기 어려운 원자로 근방에 있는 이 회전체의 속도측정은 원거리에서 취하여야 되는 고로 과거 사용하여온 110에서 25,000cpm을 측정할 수 있는 strobotac이나 100rpm에 대하여 2V을 발생시키는 tachometer등으로서는 어려운 문제가 되있는 것이다. 따라서 본연구에서는 이러한 점을 고려하여 binary switching circuit의 비선형적 특성의 해석과 이에 관계된 실험을 토시로한 pulse기술의 이용으로서 정밀도 0.0021에서 0.0043%를 갖는 정밀 회전속도측정기를 만들어 그 원리와 이용가치를 기술하고자 한다.

• 전기의세계
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• 제15권5호
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• pp.1-5
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• 1966

The stability and safety of operation of a reactor is determined mainly by the sign and magnitude of its reactivity responses to temperature changes. Reactors are subject to temperature fluctuations due to the changes in reactor power and ambient temperature. These temperature fluctuations cause reactivity disturbances through changes in the nuclear and physical properties of the core. Because of these important phenomena by the temperature effects, a large portion of study and testing on a reactor design has been conducted. In this experiment the overall temperature coefficient of the TRIGA MARK-II reactor is measured. The basic procedure is to change the tgemperature of the water moderator, and from the movements of a newly recalibrated control rod(this is necessary due to the effects of fuel burn-up and control rod depression) required to mintain criticality, the reactivity worth of the temperature change is determined. From this measurement, the overall temperature coefficient seems to be smoothly varying, almost a linear function of temperature, and a value of approximately -0.267${\c}$/$^{\circ}C$ can be obtained for an average temperature range from $17.6^{\circ}C$ to $32.5^{\circ}C$.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제7권1호
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• pp.34-48
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• 1982

본 연구의 일차적 목적은 방사선 방호를 위하여 임의지점(任意地點)의 주변 방사선량의 수준을 특성(特性)짓는 방법의 하나로 ICRU가 정의(定義)한 흡수선량지수를 실측(實測)하는데 있는 바 이를 위한 실험은 에비실험과 본 실험의 두 단계로 나누어 수행하였다. 예비단계의 실험에서는 30cm 지름의 polyethylene구(球)를 사용한 반면 본 실험에서는 인체조직등가물질(人體組織等價物質)의 구(球)를 제작하였으며 두 실험 모두 $^{137}Cs$ 및 $^{60}Co$ 감마선장(線場)과 TRIGA Mark-II 원자로의 열중성자(熱中性子) column의 중성자공장(中性子工場)에서 행하여졌다. 감마선 흡수선량측정에는 TCD-700 $(^{7}LiF)$ chip을, 중성자선량측정에는 Au 방사화박(放射化薄)과 함께 TLD chip도 사용하였는데 이 경우에는 감마선의 기여를 판별해 내기 위하여 TLD-600 $(^{6}LiF)$과 TLD-700을 동시에 사용하였다. 감마선 조사(照射)의 경우 구(球) phantom내(內) 흡수선량의 이론적 해석은 Burlin의 공동이론(空洞理論)에서 유도된 Erlich의 방법을 썼으며, 중성자 선량해석에는 fluence-KERMA 변환방법을 사용하였다. 이들 선량에 관하여서는 특히 자세히 설명하였다. 해석에 실험결과는 모두 통계적으로 처리 분석하였으며 특히 심부선량분포(深部線量分布)는 규격화(規格化)한 값을 사용하여 도표(圖表)로 나타내는 한편, 결론에서는 방사선방호용 지수량(指數量) 실측(實測)의 가능성과 난점(難點)을 설명하고 해결하여야 할 문제점들을 언급(言及)하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제1권2호
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• pp.91-101
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• 1969

인원자첨가농도가 6.4$\times$$10^{14}$ 부터 1.25$\times$$10^{17}$ ㎤까지인 n 형씰리콘 단결정들을 (1) 1 MeV 전자선과 (2) 두가지 연구용원자로와 (3) $Co^{6o}$ 감마선원으로 조사하고 이에 따르는 비저항의 변화를 측정하였고 이 측정결과를 Buehler가 제의한 실험식을 적용하여 분석했다. 이 지수실험식은 조사량이 적은 범위내에서는 대부분의 경우 잘 적용되나 1 MeV원자선조사에서는 측정결과와 잘 맞지 않으며 경우에 따라서는 선형변화식이 오히려 더 잘 적용된다는 것이 밝혀졌다. 특히 전자선조사 시료에서 조사량이 많을때 carrier 제거율에 큰 변화가 나타나는데 이것을 결함준위와 Fermi level과의 교환효과로 보고 자세히 살펴보았다. 위의 실험식이 적용되는 범위안에서 손상계수를 계산하고 손상계수에 의해서 n형 씰리콘의 비저항 변화에 미치는 여러가지 방사선원의 상대적효과를 비교하였다. 예컨대 TRIGA Mark II 연구로내의 중성자조사는 1 MeV 전자선 조사에 비하여 약 40배나 더 효과적으로 비저항 변화를 일으킨다는 것이 알려졌다. 조사전의 carrier농도와 손상계수와의 관계도 조사하였고 또 지수실험식의 물리적근거와 조사량이 많을때의 결함준위와 Fermi level와의 교차가 비저항변화에 미치는 효과도 아울러 고찰하였다.다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.200-210
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• 2016

The neutron radiography reactor (NRAD) is a 250 kW Mark-II Training, Research, Isotopes, General Atomics (TRIGA) reactor at Idaho National Laboratory, Idaho Falls, ID, USA. The East Radiography Station (ERS) is one of two neutron beams at the NRAD used for neutron radiography, which sits beneath a large hot cell and is primarily used for neutron radiography of highly radioactive objects. Additional fuel elements were added to the NRAD core in 2013 to increase the excess reactivity of the reactor, and may have changed some characteristics of the neutron beamline. This report discusses characterization of the neutron beamline following the addition of fuel to the NRAD. This work includes determination of the facility category according to the American Society for Testing and Materials (ASTM) standards, and also uses an array of gold foils to determine the neutron beam flux and evaluate the neutron beam profile. The NRAD ERS neutron beam is a Category I neutron radiography facility, the highest possible quality level according to the ASTM. Gold foil activation experiments show that the average neutron flux with length-to-diameter ratio (L/D) = 125 is $5.96{\times}10^6n/cm^2/s$ with a $2{\sigma}$ standard error of $2.90{\times}10^5n/cm^2/s$. The neutron beam profile can be considered flat for qualitative neutron radiographic evaluation purposes. However, the neutron beam profile should be taken into account for quantitative evaluation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4226-4230
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• 2022

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has designed a Hybrid-Low Power Research Reactor (H-LPRR) which can be used for critical assembly and conventional research reactor as well. It is an open tank-in-pool type research reactor (Thermal Power: 50 kW_th) of which the most important applications are Neutron Activation Analysis (NAA), Radioisotope (RI) production, education and training. There are eight irradiation holes on the edge of the reactor core: IR (6 holes for RI production) and NA (2 holes for NAA) holes. In order to quantify the elemental concentration in target samples through the Instrumental Neutron Activation Analysis (INAA), it is necessary to measure neutron spectrum parameters such as thermal neutron flux, the deviation from the ideal 1/E epithermal neutron flux distribution (α), and the thermal-to-epithermal neutron flux ratio (f) for the irradiation holes. In this study, the MCNP6.1 code and FORTRAN 90 language are applied to determine the parameters for the two irradiation holes (NA-SW and NA-NW) in H-LPRR, and in particular its α and f parameters are compared to values of other research reactors. The results confirmed that the neutron irradiation holes in H-LPRR are designed to be sufficiently applied to neutron activation analysis, and its performance is comparable to that of foreign research reactors including the TRIGA MARK II.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.101-108
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• 1999

극저준위 방사성액체폐기물 처리를 위하여 공기의 온도와 습도 및 유입 공기의 속도에 따른 증발량의 관계를 천을 이용한 강제증발실험 장치로 실험하였다. 그 결과 각각의 변수와 증발량의 상관관계를 실험식으로 도출하였다. 또한 Cs-137 을 함유한 모의폐액을 사용하여 본 장치에 대한 제염 계수를 얻은 결과 $DF=10^4$으로 나타났다. TRlGA Mark II & III 연구용 원자로 폐로시 발생되는 극저준위 방사성액체폐기물을 증발장치로 처리할 때 주변의 일반개인에 대한 연간 피폭선량을 보수적으로 평가한 결과, 유효선량 (effective dose)은 $1.01{\times}10^{-3}mSv$이고, 환경으로 배출되는 공기의 방사능 농도(Cs-137)는 $4.637{\times}10^{-14}\;{\mu}Ci/cc$ air 이다. 따라서 극저준위 방사성액체폐기물의 처리를 위하여 강제증발장치를 사용하는 것은 주민에 아무런 영향이 없음을 알 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제12권2호
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• pp.19-27
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• 1987

황산망간 용액조장치의 $^{56}Mn\;{\gamma}$선 검출효율을 결정하는데 $^{56}Mn$용액의 방사능을 절대측정하는 것은 필수적이다 $^{56}Mn$시료를 제작하기 위하여 99.99%의 순도를 갖는 Mn금속조각 13.718mg되는 시료를 한국에너지연구소 TRIGA MARK-II 원자로의 중성자선속이 약 $10^{13}n/cm^2{\cdot}s$되는 열중성자장에서 12분간 조사시켰다. 중성자 방사화된 $^{56}Mn$금속시료를 0.1N-HCI 용액 50ml 용해시켜서 $^{56}Mn$시료를 제작하여 $4{\pi}{\beta}-{\gamma}$ 동시계수기술로 방사능을 측정한 결과 불확도 0.366%를 갖는 값으로서 1987년 10월 15일 0 시를 기준하여 408.070kBq/mg을 얻었다.