• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.366-367
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• 2011

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.347-348
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• 2004

차세대관리 종합공정 실증시설의 핫셀 차폐벽은 중량콘크리트 재질로서 외벽의 두께는 90cm 이상으로 설계되었으며, 차폐벽의 모든 부위는 이와 동일한 차폐능을 확보하도록 하여야 한다. 그러나 핫셀 운영을 위하여 불가피하게 설치되는 여러 가지 부속 시설물들에 의하여 원래 계획한 핫셀 차폐벽의 차폐능 저하를 가져오게 되며, 이런 부속 시설물로는 차폐 출입문, 방사성 물질을 핫셀 내부로 반입하거나 반출하기 위한 수송용기 접합부, 소형물 투입구, 슬리브 및 매설관등이 있다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.571-576
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• 1998

방사성물질의 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재를 제조하였다 기본물질은 재질(KNS-102) 및 수소 첨가된 비스페놀 A힘(KNS-106) 그리고 패놀-노블락형 에폭시수지 (KNS-611)이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 방사선 조사선 량에 대한 영향과 가압경수로 사용후핵연료_ 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다 0.7 MGy 까지 중성자 차폐재들은 방사선 조사선량의 증가에 따라 중성자 차폐재의 거시적 제거 단면적($\Sigma$$_{R}$)은 약간 증가하는 경향을 나타내었으며, 수송용기에 적용하여 ANISN 전산코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 12 cm 이상일 때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 168 ~ 214 $\mu$Sv/h로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 74 ~ 93 $\mu$Sv/h로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대 허용방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제7권6호
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• pp.403-408
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• 2013

본 연구에서는 기존의 납을 대체할 수 있는 의료 방사선 차폐제품 적용을 위해 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 바륨화합물의 두께별 차폐능을 모의 추정하였다. 차폐재 물질로는 황산바륨($BaSO_4$)을 이용하였고, 시편의 면적은 $15{\times}15cm^2$, 황산바륨의 밀도는 $4.5g/cm^3$, 납의 밀도 $11.34g/cm^3$를 적용하여 차폐재 시편의 두께를 0.1 mm부터 5 mm까지 시뮬레이션 하였다. 입력 선원은 연속 X-ray 에너지 스펙트럼(40 kVp ~ 120 kVp)에서 10kVp Step으로 시뮬레이션하였다. 40 kVp ~ 60 kVp에서의 흡수확률은 3 mm ~ 5 mm 두께에서는 납과 동일한 차폐능을 나타내었으나, 2 mm 이하에서는 차폐능이 기존 납 차폐재에 비해 다소 차폐능이 떨어지는 결과로 나타났다. 또한 70 kVp ~ 120 kVp 에너지 대역에서의 차폐능은 기존 납 차폐재와 유사한 성능을 보였지만, 0.5 mm 이하에서는 다소 낮은 차폐능으로 모의 추정되었다. 본 연구는 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 의료용 엑스선 에너지 대역에 대한 두께 함수로써 바륨화합물의 차폐능을 추정하여 기존의 납과 비교 분석하였다. 또한 순수한 황산바륨의 의료용 방사선 차폐제품 적용가능성을 검증하고자 하였다. 그 결과 의료 방사선 에너지 대역 70 kVp ~ 120 kVp 에서 최소 2 mm 이상의 바륨화합물 두께에서 기존 납 1.5 mm 대비 95% 이상의 차폐효과가 있는 것으로 추정되었으며, 본 결과는 의료용 방사선 차폐제품의 경량화 제작에 기초 자료로 제공될 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2003년도 추계학술발표강연 및 논문개요집
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• pp.228-228
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• 2003

차세대관리 종합공정에서 취급되는 기준 방사선원은 경수로에서 배출된 우라늄-235 농축도 3.5 wt%, 연소도는 43 Gwd/tU 이며 냉각기간은 10년인 사용후핵연료이다. 사용후핵연료의 기준 사양과 차세대관리 종합공정의 특성에 따라 최대 1,385 TBq의 방사선원이 핫셀내에 존재하게 되며, 핫셀 차폐벽은 총 방사능량에 대한 차폐능을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀 차폐벽의 중성자에 대한 차폐능을 평가하기 위하여, 본 연구에서는 ORIGEN-2 코드를 이용하여 사용후핵연료에서 발생하는 핵종 및 핵종량을 평가하였으며, 이 자료를 기초로 하여 중성자 선원항을 SOURCES코드를 이용하여 계산하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.77-83
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• 1997

사용 후 핵연료 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재, KNS(Kaeri Neutron Shield)-101, KNS-102 및 KNS-103를 제조하였다. 기본물질은 에폭시수지이며, 첨가제로는 폴리프로필렌, 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 가압경수로 사용 후 핵연료 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다. 세가지 중성자 차폐재를 수송용기에 적용하여 ANISN 코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 10 cm 이상 일때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 $300{\mu}Sv/h$로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 $97{\mu}Sv/h$로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대허용 방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2003년도 춘계학술발표강연 및 논문개요집
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• pp.236-236
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• 2003

• 대한방사선협회지
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• 제29권1호
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• pp.86-86
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• 2003

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 1998년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.83-83
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• 1998

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.45-53
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• 2019

본 연구는 의료용 선형가속기 시설을 차폐하는 콘크리트에 대한 중성자 방사화 연구로써, 일반 콘크리트와 저 방사화 콘크리트를 비교 분석하였다. 실험 방법은 MCNPX (Ver. 2.5.0)와 FISPACT-2010를 사용하여 모의실험을 진행하여, 광자선과 중성자선에 대한 차폐능을 산정하고 중성자 방사화 평가를 진행하였다. 그 결과 차폐능은 일반 콘크리트에서 20~50 cm 효율적이였으며, 방사화 평가의 경우 저 방사화 콘크리트에서 방사능이 낮게 계산되었으나, 모두 자체처분허용 농도를 초과하지 않는 수준으로 산정되었다. 이를 종합적으로 분석한 결과 일반 콘크리트를 사용하는 것이 효율적인 것으로 판단된다.