• 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.

• 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.

• 대한방사선협회지
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• 제29권1호
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• pp.86-86
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• 2003

• 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.

• 비파괴검사학회지
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• 제14권4호
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• pp.228-236
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• 1995

본 연구에서는 비파괴검사 방법의 하나인 gamma scanning test에 의한 대단위 차폐체의 결함을 평가하는 방법을 제시하고 방사선 차폐를 해석하는 유용한 방법중의 하나인 Monte Carlo 코드로 이에 대한 검증을 하였다. Gamma scanning test로 차폐체의 결함을 평가하기 위한 모델은 원통형 차폐체를 대상으로 하였다. 먼저 방사성물질 운반용기에 대한 설계기준에 따라 기준차폐체를 설치하여 Co-60 선원과 섬광계수기로 기준치를 측정하고, 그 다음 실물의 원통형 차폐체를 측정하였다. 기준치로 원통형 차폐체의 납두께를 환산한 결과 결함두께는 최대 12mm로 평가되었다. 이를 검증하기 위한 MCNP 코드의 계산에서는 결함두께가 실험적 결과에 비해 4.1%에 해당하는 최대 11.6mm를 나타내었으며, 두 결과가 만족할 정도로 일치함을 보여주고 있다. 따라서 이러한 평가방법은 방사성물질을 사용하는 시설에 설치되는 대단위 방사선 차폐체나 대용량의 운반용기 차폐능 검사시 현장에서 적용시킬 수 있으며 측정치의 신뢰도를 제고할 수 있다. 앞으로 보다 정확한 측정을 위하여 차폐체의 두께 측정결과가 화면에 직접 표시되는 측정장치의 연구 개발이 요구된다.

• 자원환경지질
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• 제53권1호
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• pp.23-32
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• 2020

이산화탄소 지중저장은 대규모로 포집된 이산화탄소를 지하 심부의 지질구조 내로 주입하여 대기중 방출을 제한하려는 지구온난화 대응기술이다. 본 연구에서는 국내 최초의 이산화탄소 지중주입 실증 연구 지역인 포항분지의 지하 800 m 이하에서 시추된 심부 코어 시료를 대상으로 FE-SEM, XRD, XRF, MICP 등 분석을 수행하여 덮개암층을 구성하는 이암의 광물학적 특성을 규명하고 이산화탄소 지중저장의 안정성과 신뢰성에 직접적인 영향을 미치는 수리지질학적 차폐능을 정량적으로 평가하고자 하였다. 광물학적 분석 결과 포항분지 영일층군 이암층은 주로 석영, K-장석, 사장석과 소량의 황철석, 방해석, 점토 광물로 이루어져 있는 것으로 나타났다. 수은 모세관 압입 시험 분석 결과, 시료는 대체적으로 균일한 입자 구성과 공극 분포를 가지고 있었으며, 산정된 공극률과 공기 투과도 사이에서 뚜렷한 상관관계는 나타나지 않았다. 산정된 공극진입압력과 돌파압력을 적용한 허용가능 CO₂ 기둥 높이는 이산화탄소 주입 대상층의 두께에 비해 현저하게 높은 것으로 나타났다. 이러한 결과는 포항분지 영일층군의 이암층이 이산화탄소 지중저장 주입실증 사업에서 시범 주입되는 이산화탄소의 누출을 억제하기에 충분한 차폐능을 보유하고 있음을 보여주었다. 그러나, 본 연구의 결과는 제한된 수량의 시료를 분석·평가한 것으로서 그에 상응하는 제한된 의미를 지닌다. 따라서, 실제적인 이산화탄소 지중저장 과정에서 수행되는 덮개암층의 차폐능 평가를 위해서는 지층 전체 규모에 대한 다수의 시료 채취와 그에 대한 다면적 분석과 평가가 이루어져야 할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.1-11
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• 2004

한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60${\times}$$10^{-3}$, 2.99${\times}$$10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01${\times}$$10^{-2}$, 7.88${\times}$$10^{-2}$ mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.