• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 추계 학술발표
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• pp.230-231
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• 2009

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.148-154
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• 1985

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권6호
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• pp.423-428
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• 2017

본 연구에서는 몬테카를로 전산해석법으로 K대학교 진료영상 촬영 실습실의 방사선 조사실과 발생장치 제어실 내부 공간 유효선량률 분포 계산을 수행하였다. 방사선 발생장치는 최대 관전압 150 kVp에 최대 관 전류 700 mA이다. 전산해석 결과를 이용하여 차폐문이 닫힌 경우와 열린 경우의 진료영상 촬영 실습실의 공간선량 분포를 비교 평가하였다. 결과적으로, 차폐문이 열린 경우에도 방사선 발생장치 제어실의 유효선량률은 학생(수시출입자)의 연간 유효선량률 한도(6 mSv/y)를 초과하지 않는다는 것을 알 수 있었다. 하지만, 차폐문이 열려있을 때의 유효선량률이 차폐문이 닫힌 경우에 비해 납유리 앞에서는 약 16배, 차폐문 앞에서는 약 3,000배 더 높기 때문에 실습 중에 차폐문을 닫는 것이 불필요한 방사선 피폭을 크게 줄인다는 것을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.263-268
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• 1996

CANDU 6 형 원자로의 반응도제어기구 설치대에 있는 수많은 반응도제어기구들은 원자로심에서 발생한 방사선의 흐름통로를 제공하므로 설치대에서의 방사선 피폭이 예상된다. 이런 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량을 예측하기 위하여 1 차원 각분할 전산코드인 ANISN 과 2 차원 각분할 전산코드인 DOT를 사용하여 방사선 차폐해석을 수행하였다. 반응도제어기구 도관을 통과하는 방사선의 흐름에 기인한 월성 2호기 반응도제어기구 설치대 상단에서의 최대 선량율은 31$\mu$Sv/hr 로 설계 목표치 250$\mu$Sv/hr 보다 낮게 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.275-281
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• 1996

ENDF/B-VI 핵단면적자료를 기초로 생성된 BUGLE93$^{[1]}$ 라이브러리를 이용하여 울진 3.4호기 원자로 주변의 콘크리트 일차차폐벽에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 중성자 및 감마선 수송계산은 일차원 각분할 해석코드인 ANISN-ORNL$^{[2]}$ 을 이용하였다. 또한, 기존의 영광 3.4호기 설계에 이용하였던 CASK$^{[3]}$ 라이브러리를 대체할 경우 예상되는 차폐효과의 변화를 평가하기 위하여 노심으로부터 일차차폐벽 사이의 모든 매질에 대한 중성자 및 감마선속을 계산하고. 계산결과를 비교.분석하여 제시하였다. 중성자선속에 대한 분석결과, BUGLE93을 이용한 계산결과는 원자로용기 내부에서는 CASK를 이용한 결과보다 적은, 보다 현실적인 결과를 제공하지만 일차차폐벽내에서는 CASK를 이용한 결과보다 오히려 큰 선속을 보였다. 그러나 이차감마선에 의한 분석결과는 원자로용기 내부에서의 큰 차이에도 불구하고 일차차폐벽을 통과하면서 두결과가 거의 일치하였다. 이것은 BUGLE93 라이브러리가 노심 및 철성분에 대해서는 증가된 핵단면적을 제공하지만 콘크리트 성분에 대한 핵단면적은 오히려 감소하였기 때문이다. 결론적으로. 최소 7피트 두께의 일차차폐벽 외부에서 중성자선속은 감마선속에 비하여 무시할 수 있을 정도이므로. 원자로 내부영역에서 CASK 라이브러리와는 다른 결과를 보이는 BUGLE93 라이브러리를 원자로 일차차폐벽의 방사선차폐해석에 사용할 경우 기존의 CASK 라이브러리를 이용한 해석결과와 동일한 결과를 보이는 것으로 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제12권1호
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• pp.34-39
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• 1987

X-선 발생장치 시설에 대한 방사선 차폐해석은 두가지 측면에서 고려된다. 먼저 1차 방사선과 누설방사선에 의한 영향을 고려하여야 하며 본 연구에서는 NCRP-49 및 51에 제시된 방법을 사용하였다. 둘째, 시설의 미로 출입구에서는 산란방사선에 의한 영향이 보다 중요한데, 본연구에서는 이 영향을 평가하기 위하여 Albedo 개념을 근거로 한 단순한 방법이 제시되었고, 이를 토대로 계산된 결과를 컴퓨터 코-드(MORSE-CG)의 계산치 및 실측된 결과와 비교하였다. 본 연구에서 제시된 방법에 의한 결과는 미로출입구 안쪽의 경우에 대한 해석에서는 약간의 오차를 보이고 있으나 미로출입구 문바깥에서는 비교적 잘 일치한다. 여기서 출입문바깥의 경우에 대한 해석이 방사선방어 측면에서 보다 중요하다는 관점에서 볼 때 이 방법은 의료용 또는 산업용의 X-선 및 감마선시설의 차폐설계 및 해석에 응용될 수 있을 것이라고 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.27-35
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• 1993

중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.561-569
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• 1993

CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐 구조에서의 방사선 선량율을 해석하기 위하여 DOT4.2-QAD-CG 접속 방법을 이용한 평가 방법이 시도되었다. 평가 결과에 의하면 주 출입구 및 신연료 장전 구역에서의 평균 방사선 선량율은 설계 목표치인. 약 6 $\mu$Sv/h 정도로 나타났으며, 또한 이러한 평가 결과는 CANDU 6 발전소에서의 실측지와도 잘 일치하고 있음을 확인할 수 있었다. 따라서, 본 논문에서 사용된 평가법은 앞으로 건설 될 CANDU 6 원자로인 월성 2, 3 및 4호기의 방사선 차폐해석에도 이용될 수 있을 것이다.

• 동위원소회보
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• 제19권4호
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• pp.21-31
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• 2004

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권12호
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• pp.1567-1572
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• 2013

방사성동위원소 열전발전기는 장반감기 알파 혹은 베타 핵종에서 방출하는 하전입자를 차폐하여 방사선에너지를 열에너지로 전환하고 이때 발생하는 열전재료의 온도차를 이용하여 전력을 생산하는 시스템이다. 이 기술은 에너지 밀도가 높고 수명이 길며 신뢰성이 높아 우주개발, 국방 등 극한 환경에서 사용되는 장치, 센서 및 로봇 등의 에너지원으로 그 효용성이 매우 높다. 본 연구에서는 방사선 차폐해석 및 열전달 해석을 통하여 차폐체, 그리고 최대 온도구배를 가지는 열전재료의 형상과 배치를 결정하여 열전발전기 기초설계를 도출하였다.