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- 저자 : 김종열(JongYul Kim) (검색결과 9 건)
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스퍼터링 코팅기법을 이용한 중성자 검출용 B<sub>4</sub>C 박막 개발
임창휘,김종열,이수현,조상진,최영현,박종원,문명국,Lim, Chang Hwy,Kim, Jongyul,Lee, Suhyun,Cho, Sang-Jin,Choi, Young-Hyun,Park, Jong-Won,Moon, Myung Kook 대한방사선방어학회 2015 방사선방어학회지 Vol.40 No.2
헬륨-3는 높은 반응효율, 장시간 사용가능성, 감마선에 대한 낮은 반응확률 등과 같은 장점들을 가지고 있기 때문에 대부분의 중성자 검출기의 반응물질로 사용되어 왔다. 그러나 지난 몇 년 사이 전세계적인 헬륨-3의 부족으로 인해 기체의 수급이 어려워지고 있고 이에 따라 가격이 급격히 증가하게 되었다. 이러한 이유로 헬륨-3 대체 물질들을 이용한 고효율의 중성자 검출기의 개발에 대한 연구가 많은 연구그룹에 의해 활발히 진행되기 시작하였다. 이러한 연구에서는 다양한 물질들을 이용하고 있으며, 이 중에서 붕소-10은 다른 대체물질과 비교할 때 상대적으로 높은 중성자 반응확률, 낮은 감마반응효율, 물질의 안정성, 가격적 이점 그리고 기존 헬륨-3를 이용한 검출기의 계측회로의 재활용 가능성 등과 같은 장점들 때문에 많은 연구그룹에서 붕소-10을 이용한 중성자 검출기 개발을 진행하고 있다. 본 논문에서는 중성자 검출기에 사용될 수 있는 붕소-10 박막을 개발하고 이에 대한 성능평가를 수행하였다. 중성자 검출기의 반응물질로 붕소-10을 사용하기 위해서는 중성자와 붕소-10이 반응하여 생성되는 이차방사선을 측정할 수 있어야 한다. 본 연구에서 활용한 기체충진형 중성자 검출기의 경우 붕소-10을 얇은 박막 형태로 제작하여 중성자와 반응하여 생성된 이차방사선이 기체를 이온화 시켜서 생성되는 이온쌍을 측정하는 방법을 이용한다. 그러므로 중성자 반응효율과 이차방사선의 재흡수율을 고려한 붕소-10(탄화붕소)의 적절한 두께를 선정할 필요가 있다. 이를 위해서 본 논문에서는 몬테칼로 기법을 이용하는 MCNP6를 이용하여 다양한 두께에 따른 중성자신호수집효율의 변화를 계산하였다. 또한, 스퍼터링 기법을 이용하여 다양한 두께의 박막을 제작하고 이를 이용하여 중성자 반응신호를 측정하였다. 그리고 제작된 박막의 2차원 모니터링을 위한 다중선 비례계수기의 적용가능성을 타진하기 위해 제작된 붕소박막이 설치된 2차원 다중선 비례계수기를 제작하고 중성자 응답 특성을 평가하였다. $^3He$ gas has been used for neutron monitors as the neutron converter owing to its advantages such as high sensitivity, good ${\gamma}$-discrimination capability, and long-term stability. However, $^3He$ is becoming more difficult to obtain in last few years due to a global shortage of $^3He$ gas. Accordingly, the cost of a neutron monitor using $^3He$ gas as a neutron converter is becoming more expensive. Demand on a neutron monitor using an alternative neutron conversion material is widely increased. $^{10}B$ has many advantages among various $^3He$ alternative materials, as a neutron converter. In order to develop a neutron converter using $^{10}B$ (actually $B_4C$), we calculated the optimal thickness of a neutron converter with a Monte Carlo simulation using MCNP6. In addition, a neutron converter was fabricated by the Ar sputtering method and the neutron signal detection efficiencies were measured with respect to various thicknesses of fabricated a neutron converter. Also, we developed a 2-dimensional multi-wire proportional chamber (MWPC) for neutron beam profile monitoring using the fabricated a neutron converter, and performed experiments for neutron response of the neutron monitor at the 30 MW research reactor HANARO at the Korea Atomic Energy Research Institute. The 2-dimensional MWPC with boron ($B_4C$) neutron converter was proved to be useful for neutron beam monitoring, and can be applied to other types of neutron imaging.
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중성자 모니터링을 위한 전도성 <sup>10</sup>B 박막 개발
임창휘,김종열,이수현,정용주,최영현,백철하,문명국,Lim, Chang Hwy,Kim, Jongyul,Lee, Suhyun,Jung, Yongju,Choi, Young-Hyun,Baek, Cheol-Ha,Moon, Myung-Kook 대한방사선방어학회 2014 방사선방어학회지 Vol.39 No.4
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. In the field of neutron detections, $^3He$ gas, the so-called "the gold standard," is the most widely used material for neutron detections because of its high efficiency in neutron capturing. However, from variable causes since early 2009, $^3He$ is being depleted, which has maintained an upward pressure on its cost. For this reason, the demands for $^3He$ replacements are rising sharply. Research into neutron converting materials, which has not been used well due to a neutron detection efficiency lower than the efficiency of $^3He$, although it can be chosen for use in a neutron detector, has been highlighted again. $^{10}B$, which is one of the $^3He$ replacements, such as $BF_3$, $^6Li$, $^{10}B$, $Gd_2O_2S$, is being researched by various detector development groups owing to a number of advantages such as easy gamma-ray discrimination, non-toxicity, low cost, etc. One of the possible techniques for the detection is an indirect neutron detection method measuring secondary radiation generated by interactions between neutrons and $^{10}B$. Because of the mean free path of alpha particle from interactions that are very short in a solid material, the thickness of $^{10}B$ should be thin. Therefore, to increase the neutron detection efficiency, it is important to make a $^{10}B$ thin film. In this study, we fabricated a $^{10}B$ thin film that is about 60 um in thickness for neutron detection using well-known technology for the manufacturing of a thin electrode for use in lithium ion batteries. In addition, by performing simple physical tests on the conductivity, dispersion, adhesion, and flexibility, we confirmed that the physical characteristics of the fabricated $^{10}B$ thin film are good. Using the fabricated $^{10}B$ thin film, we made a proportional counter for neutron monitoring and measured the neutron pulse height spectrum at a neutron facility at KAERI. Furthermore, we calculated using the Monte Carlo simulation the change of neutron detection efficiency according to the number of thin film layers. In conclusion, we suggest a fabrication method of a $^{10}B$ thin film using the technology used in making a thin electrode of lithium ion batteries and made the $^{10}B$ thin film for neutron detection using suggested method.
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중성자 영상법을 이용한 Heat Pipe 내의 이상유동 가시화
김태주(TaeJoo Kim),박수지(SuJi Park),김종열(JongYul Kim),도승우(SeungWoo Doh) 한국가시화정보학회 2016 한국가시화정보학회지 Vol.14 No.3
The circular and flat heat pipe were experimentally investigated by using neutron imaging technique. This experimental study was performed at the DINGO of OPAL research reactor, Australia. The diameter of the circular heat pipe is 10 mm and the dimension of flat is 10(width) × 3(thickness) mm2, respectively. We used the distilled water as a coolant. The coolant distributions and 2-phase flow patterns were measured under heating conditions. Experimental results show that neutron imaging technique is a good tool to visualize the 2-phase flow and phenomena in the heat pipe. The coolant distributions and 2-phase flow patterns depend on installation posture of the heat pipe and volume ratio of the coolant. Finally, it was discussed to calculate the void fraction by neutron imaging technique.
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유도탄 신뢰성평가 분야 중성자 비파괴검사 기법 적용 연구
박경환(Gyeong Hwan Park),김종열(Jongyul Kim),문명국(Myung Kook Moon),이남례(Namrye Lee) 한국산학기술학회 2023 한국산학기술학회논문지 Vol.24 No.9
유도탄은 장기간 저장되는 고가의 무기체계로서 1번의 사용으로 임무를 다하는 특성을 가지며, 주로 20년이상 군에서 운용되기 때문에 유도탄에 대한 사용가능성, 신뢰성, 안전성 등을 평가하고 관리하는 것은 매우 중요한 업무이다. 유도탄의 수명을 좌우하는 주요 부품들은 1회 사용 시 재사용이 불가능한 One-Shot Device이며, 이러한 부품들의 신뢰성평가 방법에는 비파괴 검사가 주로 활용된다. 비파괴검사란 무기체계에 영향을 주지 않고 검사하는 방법으로서, 재료에 파괴나 손상을 주지 않기 때문에 고가의 무기체계 검사에 주로 활용된다. 비파괴검사에는 방사선, 누설, 초음파등 다양한 검사방법이 존재하며, 유도탄 비파괴검사에는 주로 X-선 이용한 방사선 투과검사가 활용된다. 그러나 X-선의 경우 원자번호가 높은 물질로 구성된 부품에 대한 투과력이 낮아, 내부결함 검사에 제한이 있는 경우가 자주 발생한다. 이러한 X-선검사의 단점을 보완할 수 있는 비파괴검사 방법이 바로 중성자 투과검사이다. 중성자 투과검사는 X-선과 달리 원자번호가 높은 물질에 대한 투과력이 강한 반면, 물과 같이 가벼운 물질에 대한 투과성은 낮은 특성을 가진다. 본 연구에서는 유도탄 신뢰성평가 분야에 중성자 비파괴검사 기술을 적용하기 위한 연구들을 수행하였으며, 기존 X-선 검사 결과를 비교분석하여 향후 중성자와 X-선을 융합한 디지털 트윈기술의 활용 필요성을 검토하였다. A guided missile is an expensive weapon system stored for an extended period that can fulfill its mission with a single use. Evaluating and managing the usability, reliability, and safety of guided missiles is vital because the military has operated them for more than 20 years. The main parts that determine the lifespan of a guided missile are One-shot Devices that cannot be reused. Non-destructive testing is a method of inspecting a weapon system without destruction or damage. Accordingly, non-destructive testing is used mainly to evaluate the reliability of expensive weapon system inspections. Various types of non-destructive inspection methods are available, such as radiographic inspection, leak inspection, and ultrasonic inspection, and radiographic inspection using X-rays is used mainly for the non-destructive inspection of guided missiles. On the other hand, in the case of radiographic inspection using X-rays, internal defect inspection is often limited to parts composed of materials with high atomic numbers. The neutron transmission inspection method is a non-destructive inspection method that can compensate for the disadvantages of X-ray inspection. Unlike x-rays, neutrons have high penetrating power for materials with high atomic numbers and low penetrating power for materials with low atomic numbers, such as water. In this study, studies were conducted to apply neutron non-destructive testing technology to a missile reliability evaluation, and a comparative analysis was performed with the existing X-ray test results.
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