고체비적검출기(固體飛跡檢出器)를 이용(利用)한 중성자선량(中性子線量) 측정(測定)

육종철,노성기,Yook, Chong-Chul,Ro, Seung-Gy 대한방사선방어학회 1977 방사선방어학회지 Vol.2 No.1

중성자(中性子) 선량(線量) 측정목적(測定目的)으로 사용(使用)할 Posi필름 고체비적검출기(固體飛跡檢出器)의 알파입자(粒子) 비적검출(飛跡檢出) 효율(效率)과 화학부식(化學腐蝕)에 의(依)한 그의 비적형성(飛跡形成) 최적조건(最適條件)을 실험적(實驗的)으로 결정(決定)하였다. $^{10}B$ 및 $^{27}Al$박(箔)과 posi 필름 고체비적검출기(固體飛跡檢出器)로 이루어진 중성자(中性子) 선량계(線量計)를 제작(製作)하고 이것에 의(依)한 중성자(中性子) 선속밀도(線束密度) 및 선량(線量)의 측정범위등(測定範圍等)을 실험결과(實驗結果)와 이론적(理論的)인 근거하(根據下)에서 산출(算出)하였다. 그 결과(結果) posi 필름 고체비적검출기(固體飛跡檢出器)는 핵분열성(核分裂性) 물질(物質)을 입자방출체(粒子放出體)로 병용(倂用)함이 없이 중성자(中性子) 측정(測定)에 효과적(效果的)으로 응용(應用)될 수 있음이 판명(判明)되었다. A base of photographic posi-film which is commecially available has been found to be a possible alpha-particle track detector. Its neutron dosimetric characteristics, i. e., alpha-particle track registrating efficiency and optimum condition of track formation by chemical etching, have been determined experimentally. The range of neutron fluence and dose capable of being measured by a neutron dosimeter consisting of alpha-particle radiator foils $(^{10}B\;and\;^{27}Al)$ and posi-flim solid state track detector, has been estimated on the basis of experimental results and theoryetical background. This detector seems to be useful for neutron dosimetry because of many favorable properties, i. e., simplicity, cheapness and a wide range of sensitivitiy.

Determination of the Spontaneous Fission Rate of $^{238}U$ Using Solid State Track Recorder

노성기,육종철,고병영,Ro, Seung-Gy,Yook, Chong-Chul,Koh, Byung-Ryung Korean Association for Radiation Protection 1985 방사선방어학회지 Vol.10 No.2

고체비적검출기(固體飛跡檢出器)인 운모(雲母)를 $^{238}UO_2$ 박판(箔板)에 약(約) 5년간(年間) 밀착(密着)시켜 두었다가 운모(雲母)만을 꺼내어 불산(弗酸)속에서 부식(腐蝕)시킨후, 광학현미경(光學顯微鏡)으로 그 속에 생긴 핵분열파편(核分裂破片)의 비적(飛跡)을 관측(觀測)하여 $^{238}U$의 자발핵분열률(自發核分裂率)을 결정(決定)하였다. 이 실험(實驗)에서 얻은 $^{238}U$의 자발핵분열률(自發核分裂率)은 $5.21{\pm}0.33$ fissions/g-sec이었다. The spontaneous fission rate of $^{238}U$ has been determined using a solid state track recorder that was a pre-etched mica. Counting the tracks revealed in mica made it possible to calculate the spontaneous fission rate. The mica remained in close contact with a $^{238}UO_2$ foil for about five years. The resulting fission rate was $5.21{\pm}0.33$ fissions/g-sec.

線形 쎄타핀치의 製作 및 動作特性에 관한 研究

姜衡富(Hyung-Boo Kang),鄭運官(Woon-Kwan Chung),陸鍾澈(Chong-Chul Yook),李天(Chun Lee) 대한전기학회 1985 전기학회논문지 Vol.34 No.1

乱流加熱 쎄타핀치의 高電壓 펄스 特性에 관한 研究

姜衡富(Hyung-Boo Kang),鄭運官(Woon-Kwan Chung),陸鐘澈(Chong-Chul Yook) 대한전기학회 1984 전기학회논문지 Vol.33 No.11

Measurement of Radon-222 and its Daughters' Concentrations and Determination of Equilibrium Factors in Air.

육종철,김종훈 漢陽大學校 環境科學硏究所 1991 環境科學論文集 Vol.12 No.-

공기중의 Rn-222 자핵종들의 농도를 구하기 위해서 개선된 치보글로우 방법이 널리 사용되어져 오고 있다. 본 실험에서 이용된 방법에 있어서 공기시료 채취후 세개의 시간구간에서 총 알파붕괴를 얻는 방법을 이용했다. 라돈 자핵종 각각의 농도는 알파붕괴, 시료채취 유속과 알려진 수학적인 계수들을 포함한 방정식으로부터 얻어진다. 본 실험에서는 채취유속은 5분이고 측정 되어지는 세개의 시간 구간은 시료채취후 2-5, 8-25, 37-55분이다. 라돈-222의 농도는 루폐스 셀을 이용해서 구했다. 본 실험은 1990년 7월 30일부터 8월 30일까지 한양대학교에서 실시 되었다. 실험결과 방사평형 인자는 실내에서 0.68이고 실외에서 0.58이었다. 라돈 자핵종의 농도를 working level로 환산한 결과 실내에서 0.0049이고 실외에서 0.0027이었다. The modified Tsivoglou method has been widely used to determine Rn-222 daughters, RaA(Po-218), RaB(Pb-214), and RaC(Bi-214), in air. In using the modified Tsivoglou method here, an air sample is obtained and the total alpha disintegrations in three selected time intervals after the end of air sampling determined. The concentration of each nuclide is then obtained from an equation involving the alpha disintegrations, the sampling flow rate, and known numerical coefficients. In this work, the air sampling time was 5 min and the three selected time intervals set 2-5, 8-25 and 37-55 min after the end of sampling. The concentration of radon-222 was measured by using the scintillation cell(Lucas cell). This work was performed at Han Yang university in Seoul from 30 July, 1990 to 30 August, 1990. The equilibrium factors, F, for indoor and the open air as an averaged value were found to be 0.68 and 0.58, respectively. And the working levels of indoor and the open air were 0.0049 and 0.0027, respectively.

TLD의 特性과 最近動向

陸鍾澈 대한방사선방어학회 1979 방사선방어학회지 Vol.4 No.1

Calculation of the Air-Scattering Dose Rate by the Single Scattering Approximation

Yook,Chong Chul,Ha,Chung Woo,Lee,Jai Ki,Moon,Philip S. 대한방사선방어학회 1979 방사선방어학회지 Vol.4 No.1

공기 중 산란감마선의 조직등가선량을 수정 단일산란근사법에 의하여 계산하였다. 공기 중 산란 조직등가선량은 축적인자 및 지수감쇄 등 관심위치에서의 에너지 스펙트럼 및 3차원이 기하학적 산란체적을 고려하여 계산하였다. 이 계산방법은 차폐벽으로 둘러 쌓인 농학적 이용 목적의 대표적 감마조사시설과 시설의 방사선원의 방출감마선이 일정 범위 내에만 조사되도록 하는 장치가 부착된 조사시설에 적용할 수 있도록 수정하였다. 선원과 피조사체 사이의 거리가 35m에서 300m 내에 있는 여러 위치에서의 에너지 스펙트럼, 각 분포 그리고 조직등가선량율에 대한 계산결과를 얻었다. 3차원 계산방법에 의하여 구한 본 계산결과와 2차원 계산방법에 의하여 얻은 결과를 실제 측정값과 비교한 결과에 의하여 본 결과가 전반적으로 실제 측정값과 좋은 일치를 보여주었다. 만일에 차폐체에서의 에너지와 각 분포가 중요하지 않다고 하면 3차원 계산방법을 도입한 단일산란근사법은 일반적으로 감마조사 시설에서 공기 중 산란방사선 문제들을 취급하는 데에 적합함을 알았다. A calculation is presented of air-scattered gamma rays using the modified single-scattering approximation. The air-scattered tissue dose rates are calculated for a general purpose taking into account (a) the buildup and exponential attenuation, (b) the energy spectrum at the position of question and (c) the geometrical scattering volume in three dimensions. These calculations have been further modified to render them applicable to a typical field irradiation facility which is surrounded by a shield wall and in which the source is fitted with a beam collimating device. The results of the calculation include the energy spectra, angular distribution and tissue does rates at source-receiver separation distances of from 35m to 300m. The comparison shows that the present method developed may be generally adequate for the gamma-ray air-scattering problems in field irradiation facilities if energy and angular distribution at the shield are unimportant.

Industrial Application of Radioisotopes in Korea

Yook, Chong Chul 漢陽大學校 1972 論文集 Vol.6 No.-

1962年 最初로 原子爐가 稼動되게 된 以後 韓國에서도 原子力利用에 關한 硏究와 實驗이 活潑해졌으며 生産工場에서도 많이 利用되고 있는 實情이다. 이는 原子爐의 中性子束에 依한 照射로 放射性同位元素(R.I.)의 自體生産이 많았기 때문이며 過去의 方式으로 解決키 困難한 문제들을 韓國에서도 自體開發한 部門 및 本人이 硏究해왔든 結果中 主要한 몇가지를 紹介發表한 것이며 其要約된 內容은 다음과 같다. 1) 各種被膜의 두께測定, 各種紙類의 두께, 薄膜, 金屬板, 유리板, 고무板, 食品包裝紙等의 두 개 測定으로 베터(Beta)線두께 測程器를 開發하여 가장 精密하고 迅速하게 其두께를 測定하며 2) 감마(gamma)線을 利用한 各種 金屬導管의 두께를 上記와같이 測定하게 하며 3) 先進國에서 넓이 알려진 W-P-C며 國內서 入手하기 容易한 미송, 육송, 포푸라, 나왕등을 原試料(원시료)로 하고 各種單量體를 一定量 浸透시킨後 Co-60(500Curie)의 强한 線量率(1∼15×10⁴rad/hr)로 照射하여 非照射材木보다 其剛度는 보통 約 7倍 增大 했고 4) C-P-C라하여 물, 모래, 세멘트 혼합과정에서 各種 單量體의 混合後 W-P-C와 같이 放射線의 照射로 鐵筋없는 콘크리트로 鐵筋콘크리트와 같은 강도를 가지게 되며 5) 各種纖維工場, 特히 나이론 工場에서 生기는 섬유間의 靜電氣의 除去로서 Sr-90-Y-90의 R.I. 利用으로 容易하게 除去하여 品質의 均質, 作業의 安定性을 向上시킴에 貢獻하고 6) 內然機關의 피스톤링의 마모도 測定으로는 2時間동안의 운전으로 운전상태에서 其機關의 마모상태를 測定할 수 있고 이는 Fe-59, Cr-51, Mn-54 등의 감마 放射能의 測定으로 簡便하게 되며 이 方法으로 이미 本人은 特許權을 所持했고 7) 自然放射能의 測定으로 地下水를 探査했으며 이는 地下의 斷層帶 龜裂帶를 通過하여 上昇해온 放射能을 測定하면 되고 8) 非破壞檢査로서 X-線, Co-60, Ir-192等의 R.I.로서 各種보이러 導管, 水門等과 各種金屬熔接部의 內部缺陷을 Radigraphy로서 檢出하며 金屬內部의 龜裂, 發泡, 結晶, 境界面等도 觀察하며 事故의 未然防止가 되어 其利用은 活發하며 金屬擴散의 究明에도 R.I.를 利用했으며 오토래디오그라휴(Autoradiography)의 利用으로 肉眼으로 其金屬擴散過程을 觀察할 수 있게 했다.

旣使用 核燃料貯藏時 核臨界 安全性 決定

陸鍾澈 대한방사선방어학회 1979 방사선방어학회지 Vol.4 No.1

中性子 輸送理論을 써서 旣使用 核燃料 貯藏槽에 있는 한 個의 PWR用 核燃料集合體에 對한 有效增倍係數(keff)를 算出하였다. 이때 中性子 輸送方程式을 Sn-近似法이라고 부르는 角分割法(Discrete ordinates method)으로 풀어서 有效增倍係數를 구했으며 이것이 核臨界 安全性 決定이 된다. 本 硏究에서는 角과 에너지를 各各 4區間과 16郡으로 分割하고 空間區間은 27區間으로 나누되 相異한 物質의 境界面近處에서 細分하였다. 이와 같은 方法으로 구한 有效增倍係數는 0.6145였는데 이는 他硏究者가 計算한 半無限配列 核燃料集合體에 比하여 상당히 낮은 값이었다. Effective multiplication factor has been calculated for one PWR fresh fuel assembly immersed in a spent fuel storage vault on the basis of the neutron transport theory. A numerical calculation has been carried out by means of Sn approximation. The method employed in this study is hat the energy domain is broken into 16 groups, the angular variable is divided into four discrete direction, i.e., S₄, and the spatial variable which is divided into fine meshes at the interface between different materials is discretized into 27 mesh points. The calculated Keff value of 0.6145 seems to be far small in comparison with the value obtained by other author for an infinite array of fuel assemblies.

A Useful Fast Neutron Detector

Yook, Chong Chul 忠南大學校 1962 論文集 Vol.2 No.-

A fast neutron detector with a failly uniform efficiency of 4.1 to 5.2% for neutron energies ranging from. 5 to 14 Mev, with possible application to te Health Physics survey instruments weve investigated, Efficient detection of neutrons in the energy range of 0.5 to 14 Mev is done by the sandwitch form of cube, cylinderical and button type crystals which consist of lucite and ZnS(Ag) in various thickness of lucite with different density of ZnS(Ag) loading.