• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2010년도 학술논문요약집
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• pp.207-208
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• 2010

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.140-141
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• 2011

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.594-599
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• 1998

출력 운전중 원자로 건물내의 중성자 에너지 스펙트럼의 분포를 살펴보기 위해 중성자 스펙트럼 측정을 수행하였다. 영광4흐기 원자로 건물내 100ft 상에서 4곳, 122ft 상에서 4곳, 144 ft 상에서 8곳을 Bonner Multisphere Spectrometer(BMS) 시스템을 이용하여 중성자 스펙트럼을 측정하였다. BMS는 Cf-252 선원으로 교정하였으며 측정된 데이터는 BUNKI 코드를 이용하여 unfolding 하여 에너지 스펙트럼을 얻었다 분석 결과 100 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.100 ~ 1.954 MeV, Fluence는 4.913$\times$$10^2$ ~ 1.478$\times$$10^4$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.56 ~ 289.37 mrem/hr의 분포를, 122 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.122 ～ 0.320 MeV, Fluence는 4.586$\times$$10^{0}$ ~ 7.743$\times$$10^3$ n$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.05 ~ 201.46 mrem/hr의 분포를, 144 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.062 ~ 0.578 MeV, Fluence는 7.922$\times$$10^{0}$ ~ 1.703$\times$$10^2$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.10 ~ 45.58 mrem/hr의 분포를 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.45-52
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• 1996

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.746-751
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• 1998

붕소 중성자 포획 요법(BNCT, Boron Neutron Capture Therapy)용 열외중성자빔의 개발을 위하여 방사성 동위원소인 Cf-252를 중성자 선원으로 사용하였으며 상대적으로 낮은 중성자속을 높이기 위하여 미임계 증배 집합체를 이용하였다. 이전에 계시된 미임계 증배 집합체는 높은 핵연료 농축도를 필요로 하는 단점이 있어 본 연구에서는 이를 감소시키기 위한 몇 가지 설계안을 제시하였다. 중성자빔 설계를 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 전산코드인 MCNP를 이용, 타원형두뇌 팬텀 내에서 AD, AR ADDR및 각각의 선량성분 등을 계산함으로써 설계된 중성자빔의 특성분석을 수행하였다. 새롭게 개선되어 제시된 중성자빔의 설계는 상대적으로 낮은 핵연료 농측도를 보이면서 기존의 결과와 유사한 결과를 보여주고 있으며 특히 두뇌 팬텀 내에서의 선량률은 기존에 비해 매우 높은 값을 보임으로써 짧은 시간에 효과적으로 뇌종양을 치료할 수 있는 이 점이 있다.

• 한국산업정보학회논문지
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• 제7권4호
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• pp.37-45
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• 2002

본 연구에서는 다짐 성토의 밀도 및 수분을 측정하기 위해서 중성자 검출기는 2개 그리고 감마선 검출기는 5개를 사용하여 설계하였고, 또한 방사능 대비 방사선 방출수가 다른 선원에 비하여 우수한 Co-60 감마선원과 Cf-252 중성자 선원을 본 시스템에 이용하는 것이 정밀도를 향상시키기 위하여 유리하다는 것을 알 수 있었다. 특히 중성자와 감마선의 상호 반응으로 인한 간섭을 제거하기 위하여 2개의 중성자와 5개의 감마선 검출부 사이에 차폐체인 납을 각각 설치하였으며, 제시된 기준값 이하로 완전히 차폐하기 위한 최적 설계를 수행하였다. 이러한 최적 선계에 의하여 휴대용으로 사용될 본 시스템은 각 검출부 사이에 차폐체를 설치함에 따라 5.2[kg]의 무게를 경감할 수 있었고, 이는 산업 현장에서 쉽게 이동하고 간편하게 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 대한방사선협회지
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• 제29권1호
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• pp.86-86
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• 2003

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.71-79
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• 1993

중성자 측정장비 교정을 위한 표준중성자장을 제작하기 위하여 순수멕스월분포(kt=1.42MeV)로부터 $^{252}Cf$ 자발핵분열 중성자선원의 밀봉이 교정인자에 미치는 영향을 고찰하였다. SR-Cf-100과 SR-Cf-1273 밀봉모형을 실제 제작조건으로 하여 MCNP 코드를 사용하여 몬테카를로 모의를 수행하여, 비등방성교정인자와 선속밀도-대-선량당량 환산인자를 산정하였고, 다른 연구결과와 비교하였다. 결과로서, $FI({\theta}=90^{\circ})$는 1.061(통계오차 : ${\pm}0.2%$), $H/{\Phi}$는 $333.9(pSv\;cm^2)$ (통계오차 : ${\pm}0.5%$)인 것으로 산정되었다. 이 환산인자$(H/{\Phi})$의 값은 ISO 8529의 권고보다 1.8%가 작은 것인데, 이것은 한국원자력연구소의 비감속 $^{252}Cf$중성자선원의 스펙트럼이 ISO의 것보다 약간 더 연화하다는 물리적 의미를 갖는다.

• 에너지공학
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• 제16권4호
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• pp.155-163
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• 2007

원자로의 안전성 확보를 위해 재장전 기간 동안 수행되는 노물리 시험에서 제어봉의 반응도가(reactivity worth) 산출을 위해 노심의 임계도를 측정해야 하고, 기동운전 시에도 반응도 사고를 대비하여 미임계도가 감시되어야 한다. 미임계도나 제어봉가 측정을 위한 연구가 국내외적으로 지속되어 왔으며, 최근에는 일본에서 "개선된 중성자 선원 증배법(Modified Neutron Source Multiplication Method, MNSM)"이 제안되어 기존의 중성자 선원 증배법의 한계를 극복하였다. 본 연구에서는 MNSM을 경희대 교육용원자로 AGN-201에 적용하여 미임계도를 계산하고 새로운 방법의 타당성을 평가하였다. MNSM의 적용을 위해 AGN-201 원자로에 적합한 핵자료집과 중성자수송 전산코드인 TRANSX - PARTISN 체계를 구축하였고, 유효증배계수와 중성자속(flux) 분포, 수반 중성자속(adjoint flux) 분포 등을 계산하여 제어봉위치에 따른 보정인자들을 산출하였다. 원자로의 미임계도 측정값은 $BF_3$ 비례계수관으로 측정한 중성자계수율을 사용하여 확보하였다. 연구 결과로서 MNSM을 사용하여 평가한 미임계도가 전산코드로 계산하여 얻어진 이론적인 미임계도 값에 근접하고 계산된 보정인자도 유효함을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.899-904
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• 1995

원자로 수명기간동안 압력용기의 중성자 조사량 계산은 사용된 핵단면적자료, 모델링시의 기하학적인 단순화 및 가정, 그리고 선원항 선정에 있어서의 가정 등에 의한 불확실성을 포함하고 있다. 이중 핵단면적자료는 이론 및 실험의 발전에 따라 계속 개선되고 있으며 Regulatory Guide(1)에서는 압력용기에서의 중성자 조사량 계산시 가장 최근의 핵자료를 적용할 것을 명시하고 있다. 특히 기존의 ENDF/B-IV나 ENDF/B-V에 포함된 철 핵단면적이 중성자 투과를 작게 평가하고 있음이 밝혀지면서[2] 새로운 핵단면적의 채택이 필요하게되었다. ENDF/B-Vl 핵자료는 개선된 철의 핵단면적을 포함하여 여러 가지 최근의 계산 및 실험치를 바탕으로 생산되었다. 따라서 ENDF/B-Vl를 근거로 하고 있는 BUGLE93[3]을 이용하여 원자로 내부구조물 및 압력용기에서의 고속중성자속 계산을 수행하였다. 그리고 기존의 핵자료를 근거로 예측한 울진 3,4호기 원자로의 수명기간 중 압력용기 중성자 조사량 계산의 타당성을 검토하였다.