황산망간용액조 방법에 의한 252Cf 선원의 중성자방출률 절대측정에 관한 연구 (A) study on absolute neutron emission rate measurement of A252 Cf source by the manganous sulfate bath method원문보기
중성자선원 측정의 표준화 연구의 일환으로 방사성중성자 선원으로서 $^{252}Cf$ 선원의 중성자방출률 측정의 표준을 확립하여 방사선 표준의 소급성에 따라 중성자 표준을 보급하고자 중성자방출률의 절대측정 연구가 시도되었다. 본 연구에서는 자발핵분열 선원인 $^{252}Cf$로 부터의 중성자방출률을 황산용액조 장치를 활용하게 하는 황산망간용액조 방법에 의하여 절대측정하였다. 순환식 황산망간용액조 장치는 국제원자력기구 (...
중성자선원 측정의 표준화 연구의 일환으로 방사성중성자 선원으로서 $^{252}Cf$ 선원의 중성자방출률 측정의 표준을 확립하여 방사선 표준의 소급성에 따라 중성자 표준을 보급하고자 중성자방출률의 절대측정 연구가 시도되었다. 본 연구에서는 자발핵분열 선원인 $^{252}Cf$로 부터의 중성자방출률을 황산용액조 장치를 활용하게 하는 황산망간용액조 방법에 의하여 절대측정하였다. 순환식 황산망간용액조 장치는 국제원자력기구 (IAEA)로 부터 기술지원을 받아 중성자 선원 측정의 표준화를 위하여 개발되었다. 구형의 황산망간용액조 중심에 위치한 $^{252}Cf$ 선원에 의하여 황산망간용액이 중성자방사화 되는 동안 $^{55}Mn(n,\gamma)$ $^{56}Mn$ 반응에 의하여 생성되는 $^{56}Mn$ 방사능은 이 순환식 장치에 설치된 $\gamma$-선 측정장치에 의하여 계측될 수 있다. $^{252}Cf$ 선원의 중성자 방출률을 절대측정함에 있어서 $^{56}Mn$의 포화방사능($A_s$), 황산망간용액조 장치의 $^{56}Mn$ $\gamma$-선 검출효율($\in$) 및 $^{56}Mn$의 열중성자 포획분률 (f)의 값들은 실험에 의하여 구하는 한편, 관련된 보정 인수로서 황산망간용액 조로 부터의 중성자누출률(L), 산소 및 유황에 의한 중성자 흡수율(O) 및 $^{252}Cf$ 선원 자체에 의한 중성자흡수율(S)의 값들은 일본 전자기총합연구소의 방사선계 측연구실과의 협력 연구를 통하여 산정되었다. 측정 결과로서 직경 1.25 m 의 황산망간용액조 장치를 사용하여 측정된 $50 \mu g$의 $^{252}Cf$ 선원(1981년 6월 23일 기준) 의 중성자방출률(Q)은 1987년 1월 1일 현재, $(2.544\pm0.338)\times10^7 n/s$ 로 결정되었으며 $^{252}Cf$ 선원의 중성자방출률 측정에 서 황산망간용액 중에 불순 물은 무시하여 없는것으로 가정하였다. 한편, 이러한 가정에서 황산망간용액 농도의 희석실험으로 부터 결정된 수소와 망간의 열중성자 포획단면적비, $\sigma_H/\sigma_{Mn}$의 값은 $0.02506 \pm 0.00313$ 이었다.
중성자선원 측정의 표준화 연구의 일환으로 방사성중성자 선원으로서 $^{252}Cf$ 선원의 중성자방출률 측정의 표준을 확립하여 방사선 표준의 소급성에 따라 중성자 표준을 보급하고자 중성자방출률의 절대측정 연구가 시도되었다. 본 연구에서는 자발핵분열 선원인 $^{252}Cf$로 부터의 중성자방출률을 황산용액조 장치를 활용하게 하는 황산망간용액조 방법에 의하여 절대측정하였다. 순환식 황산망간용액조 장치는 국제원자력기구 (IAEA)로 부터 기술지원을 받아 중성자 선원 측정의 표준화를 위하여 개발되었다. 구형의 황산망간용액조 중심에 위치한 $^{252}Cf$ 선원에 의하여 황산망간용액이 중성자방사화 되는 동안 $^{55}Mn(n,\gamma)$ $^{56}Mn$ 반응에 의하여 생성되는 $^{56}Mn$ 방사능은 이 순환식 장치에 설치된 $\gamma$-선 측정장치에 의하여 계측될 수 있다. $^{252}Cf$ 선원의 중성자 방출률을 절대측정함에 있어서 $^{56}Mn$의 포화방사능($A_s$), 황산망간용액조 장치의 $^{56}Mn$ $\gamma$-선 검출효율($\in$) 및 $^{56}Mn$의 열중성자 포획분률 (f)의 값들은 실험에 의하여 구하는 한편, 관련된 보정 인수로서 황산망간용액 조로 부터의 중성자누출률(L), 산소 및 유황에 의한 중성자 흡수율(O) 및 $^{252}Cf$ 선원 자체에 의한 중성자흡수율(S)의 값들은 일본 전자기총합연구소의 방사선계 측연구실과의 협력 연구를 통하여 산정되었다. 측정 결과로서 직경 1.25 m 의 황산망간용액조 장치를 사용하여 측정된 $50 \mu g$의 $^{252}Cf$ 선원(1981년 6월 23일 기준) 의 중성자방출률(Q)은 1987년 1월 1일 현재, $(2.544\pm0.338)\times10^7 n/s$ 로 결정되었으며 $^{252}Cf$ 선원의 중성자방출률 측정에 서 황산망간용액 중에 불순 물은 무시하여 없는것으로 가정하였다. 한편, 이러한 가정에서 황산망간용액 농도의 희석실험으로 부터 결정된 수소와 망간의 열중성자 포획단면적비, $\sigma_H/\sigma_{Mn}$의 값은 $0.02506 \pm 0.00313$ 이었다.
An initial effort has been made to measure absolutely the neutron emission rate of a $^{252}Cf$ source in order to establish the national standards for neutron source measurements and disseminate the neutron standards to other research institutes and end users of neutron radiations through the natio...
An initial effort has been made to measure absolutely the neutron emission rate of a $^{252}Cf$ source in order to establish the national standards for neutron source measurements and disseminate the neutron standards to other research institutes and end users of neutron radiations through the national traceability. At the first stage, a circulated manganous sulfate ($MnSO_4$) bath system was developed for the standardization of neutron source measurements. This bath system was made up of a circulation system filled with a $MnSO_4$ solution and a $^{56}Mn$ $\gamma$-ray detection system. To improve the counting statistics for the neutron emission rate measurements, the bath was converted to flow counting operation. The $^{56}Mn$ $\gamma$-ray detection sensitivity was improved by the circulation system which enables the $^{56}Mn$ activity to be measured during neutron activation of $MnSO_4$ solution in the bath. Dependence on an assumed hydrogen to manganese therml neutron capture cross section ratio was eliminated by varying the $MnSO_4$ solution concentration. The performance test of the bath system was carried out using the neutron source $^{252}Cf$, mounted at the center of the spherical bath. In the experiment, the characteristics of the bath system were determined in terms of the bath system efficiency, saturated $^{56}Mn$ activity, and manganese neutron capture fraction. In particular, the correction factors necessary for neutron capture in the source, captures of fast and thermal neutrons by competing reactions in the $MnSO_4$ solution, and neutron loss by leakage of neutrons from the bath were described in details. By the manganous sulfate bath method, the observed neutron emission rate, Q, was determined to be $(2.544\,\pm\,0.338)\times10^7 n/s$ for the $^{252}Cf$ source at the reference date, January 1, 1987 in the absence of impurities in the $MnSO_4$ solution. Under this assumption, the thermal neutron capture cross section ratio of hydrogen to manganese, $\sigma_H/\sigma_{Mn}$, has been determined to be $0.02506 \pm 0.00313$ by the dilution experiment of manganese concentration in the bath solution.
An initial effort has been made to measure absolutely the neutron emission rate of a $^{252}Cf$ source in order to establish the national standards for neutron source measurements and disseminate the neutron standards to other research institutes and end users of neutron radiations through the national traceability. At the first stage, a circulated manganous sulfate ($MnSO_4$) bath system was developed for the standardization of neutron source measurements. This bath system was made up of a circulation system filled with a $MnSO_4$ solution and a $^{56}Mn$ $\gamma$-ray detection system. To improve the counting statistics for the neutron emission rate measurements, the bath was converted to flow counting operation. The $^{56}Mn$ $\gamma$-ray detection sensitivity was improved by the circulation system which enables the $^{56}Mn$ activity to be measured during neutron activation of $MnSO_4$ solution in the bath. Dependence on an assumed hydrogen to manganese therml neutron capture cross section ratio was eliminated by varying the $MnSO_4$ solution concentration. The performance test of the bath system was carried out using the neutron source $^{252}Cf$, mounted at the center of the spherical bath. In the experiment, the characteristics of the bath system were determined in terms of the bath system efficiency, saturated $^{56}Mn$ activity, and manganese neutron capture fraction. In particular, the correction factors necessary for neutron capture in the source, captures of fast and thermal neutrons by competing reactions in the $MnSO_4$ solution, and neutron loss by leakage of neutrons from the bath were described in details. By the manganous sulfate bath method, the observed neutron emission rate, Q, was determined to be $(2.544\,\pm\,0.338)\times10^7 n/s$ for the $^{252}Cf$ source at the reference date, January 1, 1987 in the absence of impurities in the $MnSO_4$ solution. Under this assumption, the thermal neutron capture cross section ratio of hydrogen to manganese, $\sigma_H/\sigma_{Mn}$, has been determined to be $0.02506 \pm 0.00313$ by the dilution experiment of manganese concentration in the bath solution.
주제어
#Californium 중성자 빔 중성자 선량 측정 캘리포늄 252 Neutron sources
학위논문 정보
저자
황선태
학위수여기관
한국과학기술원
학위구분
국내박사
학과
핵공학과
발행연도
1989
총페이지
viii, 127 p.
키워드
Californium 중성자 빔 중성자 선량 측정 캘리포늄 252 Neutron sources
AI-Helper
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.