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Absolute $^{56}Mn$ Activity Measurement by $4{\pi}{\beta}-{\gamma}$ Conincidence Counting Technique
황선태,최길웅,오필제,이경주,이건재,Hwang, Sun-Tae,Choi, Kil-Oung,Oh, Pil-Jae,Lee, Kyung-Ju,Lee, Kun-Jai Korean Association for Radiation Protection 1987 방사선방어학회지 Vol.12 No.2
In order to determine the $^{56}Mn\;{\gamma}$-detection efficiency of a $MnSO_4$ bath system, it is essential to do the absolute activity measurement of $^{56}Mn$ solution. For the fabrication of $^{56}Mn$ samples, a 13.718 mg of $^{56}Mn$ metal flake with 99.99% purity was irradiated for 12 minutes at the thermal neutron field of about $10^{13}n/cm^2s$ of flux density. The neutron activated $^{56}Mn$ metal sample was dissolved in 50 ml of 0.1 N-HCl solution. The $^{56}Mn$ samples were fabricated by using the dissolved stock solution and the activity of each of them was measured by the $4{\pi}{\beta}-{\gamma}$ coincidence counting technique. The obtained result was 408.070 kBq/mg with total uncertainty of 0.366% at reference date, 0 h on October 15, 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.
Radioactive Neutron Source Calibration at the Korea Standards Research Institute
황선태,최길웅,Hwang, Sun-Tae,Choi, Kil-Oung Korean Association for Radiation Protection 1985 방사선방어학회지 Vol.10 No.1
임의 중성자 선원의 중성자 방출율 측정과 경합핵종에 의한 중성자 포획, 열중성자 누출 및 선원자체의 중성자 흡수에 적용되는 보정을 포함하여 한국표준연구소에서의 중성자 선원교정을 위한 $MnSO_4$ 용액 방법을 기술한다. 본 보고서에서는 에너지가MeV 영역에서 사용되는 중성자 방사선 기기의 교정검사를 위하여 상용화되어 있는 중성자 선원 (Am-Be, $^{252}Cf$)을 고려하였다. The manganous sulfate bath method for neutron source calibrations at the K-SRI is described together with the measurement of neutron emission rate of a source and the corrections applied for capture by competing nuclei of neutrons, and thermal neutron leakage, neutron absorption in the source itself. The commercially available neutron sources (Am-Be, $^{252}Cf$) for the calibration checks of neutron radiation instruments in the MeV range are considered in this paper.
The Development Study of A Manganese Sulphate Bath System
황선태,이경주,최길웅,김원식,Hwang, Sun-Tae,Lee, Kyung-Ju,Choi, Kil-Oung,Kim, Won-Sik Korean Association for Radiation Protection 1986 방사선방어학회지 Vol.11 No.1
중성자 측정의 국가표준을 확립하기 위하여 국제원자력거주(IAEA)로 부터 기술지원을 받아서 $MnSO_4$용액조장치를 개발하였다. 본 용액조장치는 구형의 s.s. 316L $MnSO_4$용액조(두께 3.5mm, 내경 125cm), 용액의 순환계 및 5$^{56}Mn\;{\gamma}$-선 검출계동으로 구성되어 있다 .용액조 본체로부터 퍼내어진 용액은 2개의 $3.8cm{\phi}{\times}3.8cm$ NaI(T1) 검출기가 설치된 Marinelli 비이커형의 모니터 용기로 진입되어 순환된다. 본 장치의 성능검사는 $^{241}Am-Be$ 과 $^{252}Cf$ 중성자 선원 을 사용하여 수행하였다. $^{56}Mn$ 방사능의 붕괴 곡선을 분석한 결과, $^{252}Cf$의 중성자 방출율은 1985년 11월 15일 현재 $3.71{\times}10^7\;n/s\;per\;50{mu}g$ 으로 얻어졌다. In order to establish the national standards of neutron measurements, a manganese sulphate ($MnSO_4$) bath system was developed under the IAEA technical support. This bath system was made up of a spherical s.s. 316 L bath, of 3.5 mm thick and of 125 cm internal diagmeter, filled with a manganese sulphate solution, a solution circulating system, and a $^5Mn\;{\gamma}-ray$ monitoring system. The solution pumped from the bath was introduced into a Marinelli beaker-type monitor vessel which was equipped with two seperate detectors, $3.8cm{\phi}{\times}3.8cm$ NaI(T1) crystals. The performance of the system were tested using the neutron sources, $^{241}Am-Be\;and\;^{252}Cf$, mounted at the center of the bath. From the decay curve analysis of $^{56}Mn$ activity, neutron emission rate of $^{252}Cf$ by the comparative method was obtained to be $3.71{\times}10^7\;n/s\;per\;50{mu}g$ as of November 15, 1985.
방사성 폐기물 시멘트 고화체로 부터의 ?? 및 ?? 용출특성 연구
황선태,이경주,최길웅,박헌휘,김환영 대한방사선 방어학회 1985 방사선방어학회지 Vol.10 No.2
방사성폐기물 처리, 처분의 안정성 평가를 위하여 방사성 고화체에서 용출되는 137Cs과 90Sr의 방사능 용출율과 누적용출분율을 계측·분석하여 시멘트를 사용한 방사성 고화체에서 Cs+과 Sr++의 용출특성을 조사하였다. 모의방사성 폐액의 몰농도, 시멘트의 종류, 첨가물질 및 붕산농도 등을 변화시키면서 sodium silicate법과 중화법으로 원주형 시멘트 고화제를 제작하였다. 여기에서 가압경수로형 원자력 발전소의 모의 농축폐액의 시멘트 고화체로부터 용출연구는 IAEA의 추천방법에 따라서 수행되었다. 실험결과는 대부분 이미 보고된 연구자료들과 잘 일치하고 있으나 수밀성 시멘트 고화체에서는 상당히 높은 방사능 용출율을 보여주고 있음으로써 방사성 폐기를 고화체에 그 사용이 적합하지 않음을 알게 된다. For the safety assessment of radwaste treatment and disposal, the leaching characteristics of Cs++ and Sr++ from the cement-solidified radwastes was investigated by means of the survey and analysis of the activity leach rate and cumulative leach fraction of 137Cs and 90Sr leaching from solidified radwastes. The cylindrical cement-solidified samples were made by the sodium silicate method and neutralization method changing the mole density of simulated liquid radwaste, type of cement, adding material and concentration of boric acid. The leaching study was carried out by the method using simulated PWR concentrated liquid radwaste solidified in cement that had been processed following the recommendations of IAEA. All the experimental results are in well accordance with the research data reported previously, but the watertight cement-solidified radwastes show rather high leach rate of radioactivity. It is learned, therefore, that the watertight cement is not adequate as the material for the solidified radwastes.
Absolute ??Activity Measurement by 4π β-γConincidence Counting Technique
Lee, Kyung-Ju,Oh, Pil-Jae,Hwang, Sun-Tae,최길웅,이건재 대한방사선 방어학회 1987 방사선방어학회지 Vol.12 No.2
황상망간 용액조장치의 56Mn γ선 검출효율을 결정하는데 56Mn용액의 방사능을 절대측정하는 것은 필수적이다. 56Mn시료를 제작하기 위하여 99.99%의 순도를 갖는 Mn금속조각 13.718mg되는 시료를 한국에너지연구소 TRIGA MARK-Ⅲ 원자로의 중성자선속이 약 10 n/㎤·s되는 열중성자장에서 12분간 조사시켰다. 중성자 방사화된 56Mn금속시료를 0.1N-HCl 용액 50㎖에 용해시켜서 56Mn시료를 제작하여 4πβ-γ동시계수기술로 방사능을 측정한 결과 불확도 0.366%를 갖는 값으로서 1987년 10월 15일 0시를 기준하여 408.070kBq/mg을 얻었다. In order to determine the 56Mn γ-detection efficiency of a MnS04 bath system, it is essential to do the absolute activity measurement of 56Mn solution. For the fabrication of 56Mn samples, a 13.718 mg of 55Mn metal flake with 99.99% purity was irradiated for 12 minutes at the thermal neutron field of about 10 13 n/cm2s of flux density. The neutron activated 56Mn metal sample was dissolved in 50 ml of 0.1 N-HC1 solution. The 56Mn samples were fabricated by using the dissolved stock solution and the activity of each of them was measured by the 4πβ-γ coincidence counting technique. The obtained result was 408.070 kBq/mg with total uncertainty of 0.366% at reference date, 0 h on October 15. 1987.
Choi, Kil-Oung,Lee, Kyung-Ju,Hwang, Sun-Tae 대한방사선 방어학회 1989 방사선방어학회지 Vol.14 No.1
방사성 중성자선원은 일상적 시험에 있어 표준 중성자 방사선장을 형성하는데 적합하다. 방사선 방어상의 목적으로 사용되는 중성자 측정기기의 교정을 위한 기준 방사선이 ISO TC-85에서 제의되었다. 한국표준연구소 방사선연구실에는 ISO TC-85의 추천사항에 준하여 개인용 중성자 선량계를 교정하기 위하여 252Cf와 241Am-Be 선원을 이용한 표준조사시설을 설립하였다. 본 연구에서는 중성자 산란과 선원 비등방성에 연관된 보정인자들을 실험에 의하여 결정하였다. In routine testing, the radioactive neutron sources are particularly suitable for producing standard neutron fields. The ISO TC-85 has proposed neutron reference radiation for the calibration of neutron measuring devices used for radiation protection purposes. Radiation laboratory of KSRI has installed a standard irradiation facility using 252Cf and 241Am-Be sources for calibrating personal dosimeters according to the recommendations given in ISO TC-85. In this study, correction factors for calibration related to neutron scattering and anisotropy are obtained by experiments with commercial rem meter for demonstration purposes.