• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권4호
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• pp.200-208
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• 2011

Fluence monitor(F/M)는 조사 시편을 원자로의 노심에 넣은 후 방사화 된 조사 시편의 방사능을 측정한 후 역산하여 중성자의 선량을 계산하는 기법으로 원자로내의 중성자 분포를 조사하기 위하여 반드시 필요한 기술이다. 이 기술은 중성자에 대한 에너지 스펙트럼 측정이 간접적으로 가능하며, 현존하는 중성자 분포 측정 기법 중에서 우수한 정밀도를 지니고 있다. 하나로(HANARO)에서 수행하는 재료조사 시험에서의 중성자량 측정을 위하여 본 연구에서는 지름 0.1 mm, 길이 3 mm 미만의 질량 150~200 ${\mu}g$ 범위, 순도 99.9% 이상의 Fe, Ni, Ti 와이어를 F/M 시편으로 사용하였다. 이 시편은 알루미늄 캡슐에 봉입하여 30 MW 의 하나로 OR5공에 약 25일간 조사하였다. 조사를 마친 시편은 high purity germanium (HPGe) detector를 이용하여 감마선을 측정하였고, SAND-II code로 reaction rate와 중성자 cross-section등을 고려하여 fluence monitor 위치에서의 중성자 플루언스를 계산하였다. F/M이 장착 되었던 하나로 OR5공의 중성자 플루언스 값은 MCNP 코드를 이용하여 계산된 결과를 사용하였으며, SAND-II code로 장착된 F/M 위치에서의 중성자 플루언스를 계산하여 적용된 시편의 reaction에 따른 결과값의 차이를 비교 분석하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.73-90
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• 2004

Reg. Guide 1.109의 농작물내 핵종농도 계산모델을 가동중인 원자력 시설에 적용함에 있어서의 문제점을 분석하고 개선 방안을 제시하였다. 뿌리흡수 평가에 있어서는 가동개시후 침적한 방사성 핵종이 고려될 수 있도록 모델을 변형하였다. 직접침적에 의한 가식부위내 농도 계산식에는 전류계수를 도입하였다. 변형모델의 입력변수에 내하여 국내 특성치를 설정하였다. Reg. Guide 1.109 모델과 변형모델에 동 지침서의 변수치와 국내 특성 변수치를 번갈아 입력하여 쌀알, 배추, 무 뿌리 내 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{90}Sr,\;^{137}Cs$의 농도를 다양한 가상의 침적 이력에 대해 계산, 비교하였다. 이를 통해 변형모델에 국내 특성 변수치를 사용함으로써 보다 합리적이고 현실적인 평가가 이루어 질 것으로 기대할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제6권1호
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• pp.8-24
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• 1981

This paper presents flux-to-dose-rate conversion factors for neutrons and gamma rays based on the American National Standard Institute(ANSI) N666. These data are used to calculated the dose rate distribution of neutron and gamma ray in radiation fields. Neutron flux-to-dose-rate conversion factors for energies from $2.5{\times}10^{-8}$ to 20 MeV are presented; the corresponding energy range for gamma rays is 0.01 to 15 MeV. Flux-to-dose-rate conversion factors were calculated, under the assumption that radiation energy distribution has nonlinearity in the phantom, have different meaning from those values obtained by monoetiergetic radiation. Especially, these values were determined with the cross section library. The flux-to-dose-rate conversion factors obtained in this work were in a good agreement to the values presented by ANSI. Those data will be a useful for the radiation shielding analysis and the radiation dosimetry in the case of continuous energy distributions.

• 보존과학회지
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• 제16권
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• pp.5-14
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• 2004

루미네선스 연대측정법은 자연계에 일반적으로 존재하는 석영과 장석 같은 무기결정 내에 축적된 루미네선스가 주위 환경방사능과 상관관계에 있어 축적된 루미네선스를 자연선량계로 이용할 수 있음을 전제로 한다. 이 연구에서는 청동기시대 전기 유적인 충남 아산 명암리 유적과 충북 진천 사양리 유적에서 발굴된 토기와 화덕자리 시료를 광 여기 루미네선스 연대측정법으로 연대를 계산하였고 그 결과들을 고고학적인 견해와 비교하였다. 산출된 연대는 고고학적 연대와 잘 일치하였다. 그러므로 광 여기 루미네선스 연대측정법은 앞으로 고고학 유물의 연대측정에 크게 기여할 것으로 판단된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제2권1호
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• pp.129-137
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• 1984

In brachytherapy, it is important to determine the positions of the radiation sources which are inserted into a patient and to estimate the dose resulting from the treatment. Calculation of the dose distribution throughout an implant is so laborious that it is rarely done by manual methods except for model cases. It is possible to calculate isodose distributions and tumor doses for individual patients by the use of a microcomputer. In this program, the dose rate and dose distributions are calculated by numerical integration of point source and the localization of radiation sources are obtained from two radiographs at right angles taken by a simulator developed for the treatment planning. By using microcomputer for brachytherapy, we obtained the result as following 1. Dose calculation and irradiation time for tumor could be calculated under one or five seconds after input data. 2. It was same value under$\pm2\%$ error between dose calculation by computer program and measurement dose. 3. It took about five minutes to reconstruct completely dose distribution for intracavitary irradiation. 4. Calculating by computer made remarkly reduction of dose errors compared with Quimby's calculation in interstitial radiation implantation. 5. It could calculate the biological isoffect dose for high and low dose rate activities.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2005년도 추계학술발표대회 및 정기총회
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• pp.1403-1406
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• 2005

원자력 시설 및 연구용 원자로 해체 시 해체 일정과 해체 폐기물량 그리고 해체 비용을 분석하기 위한 평가식이 수립되었다. 연구로 2 호기 Thermal column 자료를 참고하여 평가식을 실험하였다. 해체 공정 모사 결과를 애니메이션으로 보여주는 가시화 모듈과 해체 일정과 해체 폐기물량, 작업자 피폭선량 및 해체 비용 등을 평가식으로 계산 한 후 그 결과를 그래픽으로 보여주는 시뮬레이션 모듈로 구성된 해체 디지털 목업 시스템의 그래픽 사용자 인터페이스가 설계되었다. 해체 단위 작업별 평가식은 원자력과 관련한 시설 해체 시 해체 일정 및 해체 비용 분석 및 예측에 중요한 기초자료로 사용 될 것이다. 또한 그래픽 사용자 인터페이스는 방사능의 오염으로 인해 작업자가 접근하기 힘든 환경에서의 해체 활동을 사전에 경험함으로써 피폭으로부터 작업자의 안전성을 향상시킬 수 있는 유용한 도구로 활용될 수 있다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제23권2호
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• pp.75-79
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• 2000

This study was performed for the clinical applications applying the Monte Carlo methods. In this study we calculated the absorbed dose distributions for the 6 MeV electron beam in water phantom and compared the results with measured values. The energy data of electron beam used in Monte Carlo calculation is the energy distribution for 6 MeV electron beam which is assumed as a Gaussian form. We calculated percent depth doses and beam profiles for three field sizes of $10{\times}10,\;15{\times}15$, and $20{\times}20\;cm^2$ in water phantom using Monte Carlo methods and measured those data using a semiconductor detector and other devices. We found that the calculated percent depth doses and beam profiles agree with the measured values approximately. However, the calculated beam profiles at the edge of the fields were estimated to be lower than the measured values. The reason for that result is that we did not consider the angular distributions of the electrons in phantom surface and contamination of X-rays in our calculations. In conclusion, in order to apply the Monte Carlo methods to the clinical calculations we are to study the source models for electron beam of the linear accelerator beforehand.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권4호
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• pp.353-363
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• 2006

원자력시설 해체부지를 재이용하는 과정에서 유발될 수 있는 방사선학적 리스크를 사전에 선별하기 위한 목적으로 단순화된 방사선량 평가모델을 개발하고, 이를 Microsoft $Excel{\circledR}$ 스프레드시트와 내장된 Visual Basic 및 마크로 기능을 활용하여 기능별로 모듈화된 평가도구를 구현하였다. 이와 함께 부지 특성자료가 불충분할 경우 신속한 사전평가를 위해 적용할 수 있는 일련의 입력변수 값 목록을 제안하였다. 동일한 조건에서 이 연구에서 개발된 평가도구를 이용해 유도한 사전 선별준위가 RESRAD Ver.6.2를 이용해 계산된 유도농도지침한계 및 독일 방사선방호령에 규정된 핵종별 부지 재이용 기준농도를 합리적으로 근사할 수 있음을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.596-600
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• 2003

원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서는 사용후 핵연료인 이산화우라늄을 금속우라늄으로 전환시키는 차세대관리 종합공정(ACP)을 개발하고 있으며 공정의 기초가 되는 핫셀을 설계 중에 있다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵연료를 취급하게 되는 과정에서 발생하는 방사성물질들에 대한 환경영향평가를 수행하여 시설 운영에 대한 안전성을 평가하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하고 정상운전시와 사고시의 피폭선량을 평가하여 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻음으로써 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제14권2호
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• pp.69-73
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• 2003

부정형 차폐조사면에 대하여 차폐블록보정인자를 측정하고 보고된 정방형 차폐조사면에 대한 결과들과 비교하여 이 인자의 임상적 응용을 논의하였다. 차폐블록보정인자를 팬텀속 임의의 깊이에서 측정할 수 있는 방법을 고안하고 차폐블록 12가지에 대한 측정을 수행하였다. 부정형 차폐조사면에 대한 차폐블록 보정인자는 정방형 차폐조사면에 대한 측정결과들과 $\pm$0.5% 이하의 차이를 보였다. 임상에서 일반적인 부정형 차폐조사면에 대한 선량계산시 정방형 차폐조사면에 대한 차폐블록보정인자를 적용할 수 있으나, 매우 작은 차폐조사면의 경우에는 실측을 통한 확인이 요구된다.