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.

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.

방사선 측정관련 보정인자 계산

신희성,노성기,김호동,Shin, Hee-Sung,Ro, Seung-Gy,Kim, Ho-Dong 대한방사선방어학회 2003 방사선방어학회지 Vol.28 No.1

해석적인 방법과 MCNP 로드를 사용하여 $^{198}Au$ 선원시료에 대한 자체감쇠인자와 검출기의 원반형 Al 덮개에 대한 0.412 MeV 감마선의 투과율을 구하였다. 그 결과, 비교적 반경이 큰 Au 시료를 제외하고 모든 경우에서 해석적인 해가 MCNP 코드의 결과와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 이때 두 방법의 최대 편차는 약 9 %로서 Au 시료의 반경이 1.5 mm인 경우에 나타났다. 검출기 Al 덮개의 직경이 7.62 cm인 경우에 대한 0.412 MeV 감마선의 투과율에 대한 해석적인 해는 HCNP 코드의 결과와 표준편차의 범위내에서 잘 일치하는 것으로 나타났다. The self-attenuation factor for an $^{198}Au$ sample and the 0.412 MeV gamma-ray penetration ratio in the circular Al-cover of the radiation detector have been determined using an analytical solution and MCNP code. The results show that the self-attenuation factors obtained from the analytical solution coincide with those of MCNP code for all but the Au sample with the relatively larger radius. Then the maximum difference between the two methods appears to be 9 % in the Au sample of 1.5 mm radius. It also is revealed that the analytical solutions of the 0.412 MeV gamma-ray penetration ratio in the Al-cover of 7.62 cm radius are consistent with those of the MCNP code within the standard deviation.

사용후핵연료 수송용기에 사용될 수지계 중성자 차폐재 제조 및 특성

조수행,도재범,노성기,도춘호 ( Soo Haeng Cho,Jae Bum Do,Seung Gy Ro,Chun Ho Do ) 한국공업화학회 1996 공업화학 Vol.7 No.3

사용후핵연료 수송용기 등에 사용되는 수지계 중성자 차폐재, KNS-115A, 115B 및 115c를 제조하였다. 기본물질은 에폭시수지이며, 첨가제로는 폴리프로필렌, 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 개발된 중성자 차폐재들의 차폐능, 연소특성, 난연성, 열적 및 역학적 성질 등을 평가하기 위해 여러 특성시험을 행하였다. 개발된 중성자 차폐재(수소원자 밀도, 6.1∼6.2×10^(22)atoms/cm^³)들은 외국산 중성자 차폐재(NS-4-FR, 6.0×10^(22)atoms/cm^³)보다 수소원자 밀도가 높아 차폐능이 우수할 것으로 예측되며, 조사된 제반 특성들은 열분해온도 ; 267∼270℃, 열전도도 ; 0.62∼0.72W/m·K, 연소특성 ; 800℃ 이하, 평균연소시간 ; 5초 이하, 평균연소길이 ; 5mm 이하, 인장강도 ; 2.3 ∼3.Okg/mm², 압축강도 ; 5.3∼13.3kg/mm², 굴곡강도 ; 4.4∼5.4kg/mm²등을 나타냈다. Resin-type neutron shielding materials, KNS-115A, 115B and 115C have been fabricated to be used for spent fuel shipping cask. The base material is epoxy resin, and polypropylene, aluminium hydroxide and boron carbide are added. These shielding materials offer good fluidity at processing, which makes it possible to apply this resin shield to complicated geometric shapes such as shipping cask. Several measurements were made for the shielding materials to evaluate the shielding property, combustion characteristics, fire resistance, thermal and mechanical properties. The neutron shielding ability of the shielding materials is estimated to be better than that of foreign`s shielding material, NS-4-FR, due to higher hydrogen atomic density. Other properties of the shielding materials are as follows: Onset temperatures; 267∼270℃, thermal conductivities; 0.62∼0.72W/m·K, combustion characteristics; <800℃, ATB(average time of burning); <5sec, AEB(average extent of burning); <5mm, tensile strengths; 2.3∼3.Okg/mm², compressive strengths; 5.3∼13.3kg/mm², flexural strengths; 4.4∼5.4kg/mm².

개질 에폭시수지 및 수소 첨가된 비스페놀 - A 형 에폭시수지계 차폐재의 열적 및 역학적 성질에 미치는 방사선 영향

조수행,홍순석,김익수,도재범,노성기 ( Soo Haeng Cho,Sun Seok Hong,Ik Soo Kim,Jae Bum Do,Seung Gy Ro ) 한국공업화학회 1997 공업화학 Vol.8 No.3

방사성물질의 수송 및 저장용기 등에 사용하기 위하여 개발한 개질 에폭시수지 및 수소 첨가된 비스페놀-A형 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 열분해온도, 열전도도, 열팽창 등의 열적 성질 및 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게변화, 수소함량변화 등의 역학적 성질에 방사선이 미치는 영향을 검토하였다. 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS(Kaeri Neutron Shield)-201과 KNS-302 차폐재들의 열분해온도는 증가하는 경향을 나타내었으나, KNS-202와 KNS-301은 0.5 MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 방사선 조사선량이 온도에 따른 차폐재들의 무게변화에는 거의 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 0.1 MGy까지 열전도도는 방사선 조사선량의 영향을 거의 받지 않는 것으로 나타났다. 또한 KNS-301과 302 차폐재들의 열팽창은 KNS-201과 202보다 방사선 영향을 적게 받는 것으로 나타났다. 0.1 MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS-202 및 KNS-301과 302 차폐재들의 인장, 압축 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타내었다. 반면에 KNS-201은 방사선 조사선량의 증가에 따라 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 조사선량의 증가에 따른 차폐재들의 비중, 무게 및 수소함량은 크게 변하지 않는 것으로 나타났다. Effects of radiation on the thermal and mechanical properties of modified epoxy resin and hydrogenated bisphenol-A type epoxy resin based neutron shielding materials to be used for radioactive material shipping and storage casks have been investigated. The onset temperatures of the shielding materials of KNS(Kaeri Neutron Shield)-201 and KNS-302 increased with the radiation dose, but those of KNS-202 and KNS-301 decreased at radiation dose above 0.5 MGy. In addition, the radiation dose rarely affected the change of weight of shielding materials with the variation in temperature. At radiation dose up to 0.1 MGy, thermal conductivities of shielding materials were not affected. The thermal expansion coefficients of the shielding materials of KNS-301 and 302 were affected to a less extent than those of KNS-201 and 202 by radiation. At radiation dose up to 0.1 MGy, the tensile strength, compressive strength and flexural strength of the shielding materials of KNS-202 and KNS-301 and 302 increased with the radiation dose. In contrast, those of KNS-201 decreased with an increase in the radiation dose. In addition, the amount of radiation dose on the shielding materials did not result in a measurable loss of specific gravity, weight and hydrogen content.

에폭시수지계 중성자 차폐재 제조 및 특성

조수행,김익수,도재범,노성기,박현수,Cho, Soo-Haeng,Kim, Ik-Soo,Do, Jae-Bum,Ro, Seung-Gy,Park, Hyun-Soo 한국재료학회 1998 한국재료학회지 Vol.8 No.5

방사선물질의 수송 및 저장용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중섣자 차폐재, KNS-201, KNS-301 및 KNS-601을 제조하였다. 기본물질은 개질 및 수소 첨가된 비스페놀 A형 그리고 노블락형 에폭시수지이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들의 열적 및 역학적 성질 및 재방사선성 등을 평가하기 위해 여러 특성시험을 행하였다. 조사된 제반 특성들은 열분해온도;$257~280^{\circ}C$, 열전도도;0.95~1.14W/m.K, 열팽창계수 ;0.77~1.26x$10^{-6}$$^{\circ}$$C^{-1}$, 연소특성;$800^{\circ}C$이하, 평균연소시간;5초 이하, 평균연소길이 ;5mm 이하, 인장강도;2.5~3.2Kg/$\textrm{mm}^2$,압축강도:13.2~15.2kg/$\textrm{mm}^2$ 굴곡강도:5.2~604Kg/$\textrm{mm}^2$ 등을 나타냈다. 전반적으로 개발된 중성자 차폐재들의 관련 특성들이 외국에서 사용되는 중성자 차폐재, NS-4-RF보다 우수한 것으로 나타났다. 또한 KNS-601의 내방사선성이 KNS-201과 KNS-301보다 우수한 것으로 나타났다. 또한 KNS-601의 내방사선이 KNS-201과 KNS-301보다 우수한 것으로 나타났다. New neutron shielding materials, KNS-201, KNS-301 and KNS-601 have been fabricated to be used for radioactive material shipping and storage cask. The base materials are a modified and a hydrogenated bisphenol- A type and novolac type epoxy resin, and aluminium hydroxide and boron carbide are added. These shielding materials offer good fluidity at processing, which makes it possible to form this resin shield into complicated geometric shapes such as radioactive material shipping and storage cask. Several measurements were made for the shielding materials to evaluate the thermal and mechanical properties and radiation resistance. The properties of the shielding materials are as follows: onset temperatures 2S7~28$0^{\circ}C$, thermal conductivities 0.9S~1.14W/m. K, thermal expansion coefficients 0.77~1.26x$10_{-6}{\circ}C_{-1}$, combustion characteristics < 80$0^{\circ}C$, ATB(average time of burning) < 5sec, AEB(average extent of burning) < 5mm, tensile strengths 2.5~3.2kg/$\textrm{mm}^2$, compressive strengths 13.2~1S.2kg/$\textrm{mm}^2$, flexural strengths 5.2 -6.4kg/$\textrm{mm}^2$. In general, the concerned properties of KNS-201, KNS-301 and KNS-601 were revealed to be better than those of NS-4- FR. foreign neutron shielding material. It is also observed that the radiation resistance of KNS- 601 was better than those of KNS-201 and KNS-301.

에폭시수지계 중성자 차폐재의 제조 및 특성연구

조수행,서기석,최병일,도재범,노성기 ( Soo Haeng Cho,Ki Seog Seo,Byung Il Choi,Jae Bum Do,Seung Gy Ro ) 한국화학공학회 1996 화학공학의이론과응용 Vol.2 No.2

개질 및 노블락형 에폭시수지 차폐재의 장기내열성에 관한 연구

조수행,오승철,도재범,노성기,박현수 ( Soo Haeng Cho,Seung Chul Oh,Jae Bum Do,Seung Gy Ro,Hyun Soo Park ) 한국공업화학회 1998 공업화학 Vol.9 No.6

방사선 조사선량이 수지계 중성자 차폐재의 역학적 성질에 미치는 영향

조수행,홍순석,김환영,도재범,노성기 ( Soo Haeng Cho,Sun Seok Hong,Hwan young Kim,Jae Bum Do,Seung Gy Ro ) 한국공업화학회 1997 공업화학 Vol.8 No.1

방사선 조사선량이 사용후 핵연료 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게 변화 및 수소함량 변화 등 역학적 성질에 미치는 영향을 검토하였다. 0.5MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS-115A, KNS-115B 및 KNS-115C(Kaeri Neutron Shield) 차폐재들의 인장강도, 압축강도 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타냈으나, 0.5MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 조사선량의 증가에 따른 차폐재의 비중 및 무게는 크게 변하지 않는 것으로 나타났으나, 수소함량은 감소하는 경향을 나타내었다. Effects of radiation dose on mechanical properties such as tensile strength, compressive strength, flexural strength, specific gravity and changes of weight and hydrogen content of epoxy resin-type neutron shielding materials to be used for spent fuel shipping casks have been investigated. At radiation dose up to 0.5MGy, the tensile strength, compressive strength and flexural strength of the shielding materials of KNS-115A, KNS-115B and KNS-115C have been increased with increase in the radiation dose. In contract, these mechanical properties have been decreased at radiation dose above 0.5MGy. The amount of radiation dose on the materials of KNS-115A, KNS-115B and KNS-115C has not resulted in a measurable loss of specific gravity and weight of them, whereas the reduction of hydrogen content has been observed.

개질된 에폭시수지계 차폐재의 열적 및 역학적 성질에 미치는 방사선 영향

조수행,김익수,신영준,도재범,노성기 ( Soo Haeng Cho,Ik Soo Kim,Young Joon Shin,Jae Bum Do,Seung Gy Ro ) 한국공업화학회 1997 응용화학 Vol.1 No.1

Effects of radiation on thermal and mechanical properties of modified epoxy resin and hydrogenated bisphenol-A type epoxy resin based shielding materials have been investigated. The onset temperature of KNS-201 has been increased with increase in the radiation dose, but that of KNS-301 has been decreased at radiation dose above 0.5 MGy. Also the thermal expansion coefficient of shielding material of KNS-301 has been affected less than that of KNS-201 by radiation. At radiation dose up to 0.1 MGy, the tensile strength, compressive strength and flexural strength of the shielding material of KNS-301 has been increased with increase in the radiation dose. In contrast, that of KNS-201 has been decreased with increase in the radiation dose.