• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3528-3542
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• 2021

A detailed geometrical model of a Krško reactor core was developed using a Monte Carlo neutron transport code MCNP. The main goal of developing an MCNP core model is for it to be used in future research focused on ex-core calculations. A script called McCord was developed to generate MCNP input for an arbitrary fuel cycle configuration from the diffusion based core design package CORD-2, taking advantage of already available material and temperature data obtained in the nuclear core design process. The core model was used to calculate 3D power density profile inside the core. The applicability of the calculated power density distributions was tested by comparison to the CORD-2 calculations, which is regularly used for the nuclear core design calculation verification of the Krško core. For the hot zero power and hot full power states differences between MCNP and CORD-2 in the radial power density profile were <3%. When studying axial power density profiles the differences in axial offset were less than 2.3% for hot full power condition. To further confirm the applicability of the developed model, the measurements with in-core neutron detectors were compared to the calculations, where differences of 5% were observed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.263-268
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• 2019

The $^3He$ proportional chamber is widely used for neutron measurement owing to its high neutron detection efficiency and simplicity for gamma-ray rejection. In general, the neutron and gamma-ray signals obtained from the $^3He$ proportional chamber can be easily separated by the difference in the pulse heights. However, for a high gamma-ray field, the gamma-ray signal cannot be precisely eliminated by the pulse height due to gamma-ray pulse pileup which causes the pulse height of gamma-ray pulse to increase and making the pulses due to neutrons and gamma rays indistinguishable. In this study, an improved algorithm for $n/{\gamma}$ discrimination using a parameter, which is the ratio of the rise time to the pulse height, is proposed. The $n/{\gamma}$ discrimination performance of the algorithm is evaluated by applying it to $^{252}Cf$ neutron signal separation from various gamma-ray exposure rate levels ranging 0.1-5 R/h. The performance is compared to that of the conventional pulse-height analysis method in terms of the gamma elimination ratio. The suggested algorithm shows better performance than the conventional one by 1.7% (at 0.1 R/h) to 70% (at 5 R/h) for gamma elimination.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권4호
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• pp.200-208
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• 2011

Fluence monitor(F/M)는 조사 시편을 원자로의 노심에 넣은 후 방사화 된 조사 시편의 방사능을 측정한 후 역산하여 중성자의 선량을 계산하는 기법으로 원자로내의 중성자 분포를 조사하기 위하여 반드시 필요한 기술이다. 이 기술은 중성자에 대한 에너지 스펙트럼 측정이 간접적으로 가능하며, 현존하는 중성자 분포 측정 기법 중에서 우수한 정밀도를 지니고 있다. 하나로(HANARO)에서 수행하는 재료조사 시험에서의 중성자량 측정을 위하여 본 연구에서는 지름 0.1 mm, 길이 3 mm 미만의 질량 150~200 ${\mu}g$ 범위, 순도 99.9% 이상의 Fe, Ni, Ti 와이어를 F/M 시편으로 사용하였다. 이 시편은 알루미늄 캡슐에 봉입하여 30 MW 의 하나로 OR5공에 약 25일간 조사하였다. 조사를 마친 시편은 high purity germanium (HPGe) detector를 이용하여 감마선을 측정하였고, SAND-II code로 reaction rate와 중성자 cross-section등을 고려하여 fluence monitor 위치에서의 중성자 플루언스를 계산하였다. F/M이 장착 되었던 하나로 OR5공의 중성자 플루언스 값은 MCNP 코드를 이용하여 계산된 결과를 사용하였으며, SAND-II code로 장착된 F/M 위치에서의 중성자 플루언스를 계산하여 적용된 시편의 reaction에 따른 결과값의 차이를 비교 분석하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권1호
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• pp.44-51
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• 2013

상대적으로 높은 항공승무원의 우주방사선 피폭을 고려하여 ICRP는 직무피폭의 일부로 간주하고 방사선 방호 대상으로 권고하였으며 이미 유럽 등 일부 국가에서는 항공 고도에서의 항공승무원에 대한 우주방사선 피폭 관리가 이루어지고 있다. 국내에서도 2012년 7월 26일 생활주변방사선안전관리법의 시행과 더불어 항공승무원에 대한 관리 기준이 마련되었다. 본 연구에서는 항공승무원의 개인 선량 평가에서 휴대가 용이한 누적형 고체비적검출기의 적용가능성을 검토하기 위해 수행되었다. 한국표준과학연구원에서 $^{252}Cf$ 중성자 표준 선원을 이용해 선량계의 중성자 선량에 대한 반응도의 선형성과 중성자 입사각에 따른 각도의존성을 평가하였고 한국민간항공조종사협회의 협조를 얻어 항공 고도에 선량계를 노출시켰다. 응답 특성 평가 결과, 선형성에서는 각각의 감속재에 대해 모두 상관계수($r^2$)가 0.99 이상으로 높았고 큰 각도의존성을 나타내었다. 또한 예측된 운항 승무원의 중성자 선량과 비적 밀도와의 상관성은 각각의 감속재에 대하여 r=0.486 (HDPE), r=0.241 (PA)으로 낮게 평가되었다. 누적형 중성자 선량계는 개인 피폭 선량 평가에 활용 가능성이 있을 것으로 판단되나 항공 고도에서의 중성자 에너지 스펙트럼을 고려하여 추가적인 연구가 필요하며 노출 시간을 증가시켜 비적 밀도와의 상관성을 보다 면밀하게 평가할 필요가 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1533-1540
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• 2023

Self-Powered Neutron Detectors(SPNDs) are used to calculate core power distributions, an essential factor in the safe operation of nuclear power plants. Some detectors may fail during normal operation, and signals from failed detectors are isolated from intact signals. The calculated detailed power distribution accuracy depends on the number of available detector signals. Failed detectors decrease the operating margin by enlarging the power distribution measurement error. Therefore, a thorough reconstruction of the failed detector signals is critical. This note suggests a compressive sensing based methodology that rationally reconstructs the readings of failed detectors. The methodology significantly improves reconstruction accuracy by sorting signals and removing high-frequency components from conventional compressive sensing methodology.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권1호
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• pp.29-33
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• 1997

중성자교정실내에서 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$중성자선원을 사용하여 계측기를 교정할 때는 그 계측기에 대한 교정실산란보정 인자를 미리 결정하여야 한다. 이러한 교정실산란보정인자는 계측기의 종류, 교정거리, 교정실형태에 따라 다르게 결정된다. 본 연구에서는 한국원자력연구소에서 운영하는 2차 표준중성자교정실에서 한가지의 열형광선량계와 2가지의 구형검출기에 대한 교정실산란보정인자를 실험적으로 결정하였고 본소의 2차 표준중성자교정실조건에 의하여 이론적으로 예측한 값과 비교하였다. 비교한 결과 실험하여 얻어진 상기의 3가지 계측기에 대한 교정실산란보정인자가 이론적으로 예측한 결과와 최대 약 10% 이내에서 일치하였다.

• 한국컴퓨터산업학회논문지
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• 제7권1호
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• pp.7-14
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• 2006

국내에서 방사성동위원소를 사용하고자 할 때는 법적으로 규제 허용값이 $100[{\mu}Ci]$ 이하의 값에 맞추어 이용하도록 되어있다. 따라서 본 연구에서는 이 규제 허용값에 알맞은 아스팔트 함량 측정기를 개발하기위한 기본 자료를 설계하였다. 선원 및 검출기의 특성에 따라 측정기를 기하학적으로 모델링하였고, 몬테카를로 방법으로 해석하는 MCNP 코드를 이용하여 중성자 및 광자의 입자수송을 해석하였고, 선원과 검출기의 위치, 그리고 중성자 흡수체 및 감속재의 기하학적 구조를 설계하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.199-205
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• 2014

중성자 검출분야에서$^3He$는 높은 중성자 검출효율 때문에 아주 많이 사용되고 있다. 하지만 2009년 초반부터 발생하고 있는 전세계적인 $^3He$의 품귀현상으로 인하여 가격이 급등하고 수급이 어려워졌기 때문에 대체 중성자 검출물질에 대한 필요성이 높아졌다. 그러므로 중성자 검출물질로 사용될 수는 있지만 $^3He$에 비해 반응효율이 낮아 중성자 검출용으로 주로 사용되지 않던 물질들을 사용하여 검출기를 제작하는 연구가 다시 활발하게 진행되고 있다. $BF_3$, $^6Li$, $^{10}B$, $Gd_2O_2S$ 등과 같은 $^3He$ 대체 물질들 중 하나인 $^{10}B$은 손쉬운 감마선 구별, 무독성, 낮은 가격 등과 같은 여러 장점으로 인하여 여러 연구그룹에서 연구되고 있다. $^{10}B$ 박막을 이용한 중성자 검출은 중성자와 반응하여 발생되는 2차 방사선을 측정하여 간접적으로 중성자를 측정하는 검출기법이다. 반응을 통해 생성된 알파입자의 비정은 고체 내에서 아주 짧기 때문에 $^{10}B$ 층은 박막 형태로 얇게 제작해야 한다. 그러므로 중성자와 박막의 반응을 통해 발생되는 알파입자의 검출효율을 증가시키기 위해서는 $^{10}B$ 박막의 두께를 얇게 제작하는 것이 중요하다. 하지만 박막의 두께를 얇게 제작하는 것은 중성자와 반응하여 생성되는 알파입자의 수집효율을 증가시키는 장점이 있지만 또한 중성자와 반응할 단면적을 감소시키는 단점이 있다. 본 논문에서는 리튬이온전지에 사용되는 초박막 극판 제조 기술을 이용하여 중성자 검출을 위한 대략 $60{\mu}m$ 두께의 얇은 $^{10}B$ 박막을 제작하였다. 그리고 전도성, 분포, 점착력, 유연성와 같은 간단한 물리적 실험을 통해 제작된 $^{10}B$ 박막의 물성을 확인하였다. 또한, 제작된 $^{10}B$ 박막을 사용하여 중성자 모니터링을 위한 비례계수기 제작하고 이를 이용하여 한국원자력연구원의 중성자 조사시설의 중성자 파고 스펙트럼을 측정하였다. 또한, 중성자 검출효율을 증가시킬 수 있는 방법 중 하나인 다층 박막을 이용한 중성자 측정 방법을 이용하여 박막 층수에 따른 중성자 검출효율의 변화를 몬테칼로 전산모사 기법을 이용하여 계산하였고 실험을 통해 박막층의 증가에 따른 신호변화를 측정하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권1호
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• pp.135-142
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• 2009

In this investigation, we prepared a 1 and 3-parallel serpentine single PEMFC, which has an active area of $100\;cm^2$ and a flow channel cross section of $1{\times}1mm$. Distribution and transport of water in a non-operating PEMFC were observed by varying flow types and the flow rates (250, 400, and 850 cc/min). This investigation was performed at the neutron imaging facility at the CO1d Neutron RAdiography facility (CONRAD), HMI, Germany of which the collimation ratio and neutron fluence rate are 250, $1{\times}10^{6}n/s/cm^2$, respectively. The neutron image was continuously recorded by a scintillator and lens-CCD coupled detector system every 10 seconds. It has been observed that although the distilled water was supplied into the cathode channel only, the neutron image showed a water movement from the cathode to the anode channel. The water at the cathode channel was completely discharged as soon as the pressurized air was supplied. But the water at the anode channel was not easily removed by the pressurized air except for the 3-parallel serpentine type with 850cc/min of air flow rate. Moreover, the water at the MEA wasn't removed for any of the cases.

• 한국방사선학회논문지
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• 제1권1호
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• pp.45-49
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• 2007

동경공업대학교의 3MV 펠레트론가속기를 사용하여 10에서 90keV 영역에 대하여 $^{197}Au$의 중성자포획 스펙트럼을 측정하였다. 중성자 펄스빔은 $^7Li(p,n)^7Be$반응을 통하여 발생되었다. 사용되어진 양성자 빔의 폭은 1.5-ns였다. 금 시료에 입사된 중성자의 에너지 스펙트럼은 $^6Li$-glass 섬광검출기의 중성자 비행시간법을 사용하여 측정하였다. 금 시료의 중성자포획에 의해서 발생된 감마선은 anti-Compton NaI(TI) 검출장비를 사용하여 측정되었다. 본 연구에서는 5개의 중성자 에너지 역영을 선택했고, 각각의 에너지영역에서 얻어진 감마선파고스펙트럼을 표시하였다. 본 연구에서 얻어진 스펙트럼은 처음으로 얻어진 결과이며, 중성자 결합에너지부근에 몇 개의 천이 피크가 보인다.