• 제목/요약/키워드: 환산인자

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개인선량계 교정을 위한 환산인자 계산 (Conversion Factors for Calibration of Personnel Dosimeters)

  • 이원구;이태영;하정우
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제16권1호
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    • pp.25-32
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    • 1991
  • MCNP 코드를 사용하여 LAEA에서 권고하고 있는 물팬톰과 미국내 선량계 성능시험 프로그램에서 규정하고 있는 PMMA 펜톰내 0.07mm 및 10mm 깊이에서의 환산인자 H(d)/Ka을 계산하였다. 계산은 팬톰의 한면에 수직으로 입사하는 단일에너지 광자의 확장정열범에 대해 수행하였다. 결과는 팬톰내에서 정의되는 선량당량으로 선량계를 교정할 때 환산인자로 사용될 수 있다.

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비감속 $^{252}Cf$ 중성자선원에 대한 비등방성교정인자 및 선량당량환산인자 (Anisotropy and Dose Equivalents Conversion Factors for the Unmoderated $^{252}Cf$ Source)

  • 정덕연;장시영;윤석철;김종수
    • 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}$$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.

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PMMA 평판형 팬텀에서의 중성자 선량당량 환산계수의 새로운 계산법 (A New Approach for the Calculation of Neutron Dose Equivalent Conversion Coefficients for PMMA Slab Phantom)

  • 김종경;김종오
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제21권4호
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    • pp.297-311
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    • 1996
  • ANSI는 교정용 팬텀으로 PMMA 평판형 팬텀을 제시하면서 이에 대한 선량당량환산 계수를 계산하는 방법을 제시하였다. PMMA 평판형 팬텀에 대한 광자의 선량당량환산계수는 ICRU조직 정육면체 팬텀에 대한 후방산란인자 및 선량당량환산계수와 PMMA 평판에 대한 후 방산란인자를 각각 구한 후 이를 이용하여 간접적으로 계산하도록 제시하였다. 그러나 중성자에 대한 PMMA 평판형 팬텀에서의 선량당량환산계수의 계산방법은 아직도 제시하지 못하고 있다. 이 연구에서는 ANSI가 제시한 광자에 대한 선량당량환산계수 계산방법을 중성자에 대해 적용하여 PMMA 평판에 대한 중성자의 선량당량환산계수를 최초로 계산하였다. 중성자에 대해 선질가중조직커마를 도입하여 ICRU 정육번체와 PMMA 평판에서 후방산간인자를 계산하였고 ICRU 정육면체에 대한 중성자의 선량당량환산계수를 계산한 후 이를 이용하여 PMMA 평판에서의 중성자에 대한 선량당량환산계수를 계산하였다. 그 결과 PMMA 평판에 대한 중성자의 선량당량환산계수는 대부분의 에너지 영역에서 ICRU 정육면체에 대한 중성자의 선량당량환산계수와 10% 이내의 차이를 보였으나 1eV. 1keV, 4 MeV에서는 $15{\sim}20%$, 정도 크게 나타났다.

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Calculation of Neutron and Gamma-Ray Flux-to-Dose-Rate Conversion Factors

  • Kwon, Seog-Guen;Kim, Kyung-Eung;Ha, Chung-Woo;Moon, Philip S.;Yook, Chong-Chul
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제12권3호
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    • pp.171-179
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    • 1980
  • 중성자 및 감마선에 대한 선량율 환산인자(flux-to-dose-rate conversion factors)를 최대흡수선량 개념을 근거로 하여 계산하였다. 중성자 및 감자선에 대한 선량율 군산인자는 에너지 범위가 각각 2.5$\times$$10^{-8}$ 20MeV 및 0.01-15MeV에 대하여 계산하였다. 이제까지 선량율 환산인자는 단일에너지에 대한 값이 였었는데 본 연구에서는 유사인체조직 (phantom)내에서 방사선의 에너지 분포가 직선적이 아니라고 가정하여 계산되었다. 특히 DLC-23, DLC-27, DLC-31 등 핵정수 자료의 각 근에 적합한 선량율 환산인자를 결정하였다는 점이 특색이다. 결과적으로 ANSI N666에 있는 값과 본 연구에서 계산된 값이 잘 일치된다는 것을 확인하였고, 본 결과는 어떤 방사선장에서도 중성자나 감마선 선량율 분포를 계산하는데 이용될 수 있고, 방사선 차폐해석, 방사선방어, radiation dosimetry 등에 필요한 값이 될 것이다.

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238,235U, 232Th과 40K의 베타선 및 감마선에 의한 토양의 흡수선량 환산 인자 (Dose rate conversion factor for soil by the beta-rays and gamma-rays from 238,235U, 232Th and 40K)

  • 김기동;음철헌;방준환
    • 분석과학
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    • 제20권6호
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    • pp.460-467
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    • 2007
  • 자연계에 존재하는 $^{238}U$, $^{235}U$, $^{232}Th$ 그리고 $^{40}K$의 감마선과 베타선에 대해 토양의 흡수선량을 평가하기 위한 유효 흡수선량 환산인자를 계산하였다. 이 때 감마선과 베타선에 대한 붕괴당 에너지, 반감기, 분기율등의 핵자료들은 National Nuclear Data Center (NNDC)의 최근 자료들을 이용하였다. 본 연구에서 계산한 흡수선량 인자 및 이를 이용하여 얻은 $^{238}U$, $^{232}Th$ 그리고 $^{40}K$의 베타선과 감마선에 유효흡수선량은 1998년 Aitken의 결과와 비교적 잘 일치하였지만, $^{235}U$의 경우는 많은 차이가 있음을 확인하였다. 한국 충북 청원군 오성에 있는 선사유적지(만수리) 내의 토양에 대해 고 분해능 감마선 분광 분석 장치(HP Ge 검출기)로 지각 방사선의 감마선 스펙트럼을 측정하고, 계산된 유효 흡수선량 환산인자를 이용하여 연간방사선량을 평가하였는데, 연간방사선량이 3.8~5.9 mGy/year으로 평가되었다. 또한 Rn 이하의 붕괴 핵종을 포함하여 연간방사선량을 평가하는 경우와, 이를 포함하지 않고 연간방사선량을 평가하는 경우는 9~30 % 차이를 나타내었다. 이 흡수선량 환산인자로 토양에 존재하는 자연 방사성 동위원소들의 베타선과 감마선에 대한 유효 흡수선량 평가법이 확립하였다.

ISO Narrow Series및 ANSI의 X선 스펙트럼, 평균에너지 및 선량환산인자의 이론적 계산 (Calculations of ISO Narrow and ANSI X-Ray Spectra, Their Average Energies and Conversion Coefficients)

  • 김장렬;김봉환;장시영;이재기
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제20권2호
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    • pp.129-136
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    • 1995
  • 중저준위 에너지 범위에서 방사선관리용측정기기의 에너지의존성에 대한 연구를 위하여 ISO에서 는 ISO표준 X선장을 발간하였으며, 또한 ANSI에서도 개인방사선측정 기기의 성능시험을 위하여 ANSI X선장을 제시 하였다. 그러나 X선 스펙트럼의 측정은 많은 시간이 소요될 뿐만 아니라 특히 측정 X선 스펙트럼에 unfolding이 수행된다면 매우 어려운 작업이 된다. 따라서 이론적인 방법에 의해 스펙트럼을 계산 예측하고 그 평균에너지 및 선량환산인자를 계산하는 것은 X선 실험제작에 필요한 시간, 노력 및 비용을 최소화 할 수 있을 것이다. 따라서 본 연구에서는 ISO Narrow series 및 ANSI X선장에 대하여 이론적으로 스펙트럼을 계산하였으며, 그에 의한 평균에너지와 선량당량혼산인자를 계산하였다. 본 계산에 의한 평균에너지 및 선량환산인자는 측정스펙트럼에 의한 ISO 및 X선장의 값과 잘 일치하였다.

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말단팬텀에서 X-선 빔의 방향의존성에 관한 이론적 계산

  • 김광표;윤석철;윤여창;김종수;홍종숙
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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    • pp.57-62
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    • 1996
  • ANSI N13.32는 손목팬텀과 손가락팬텀에서 말단선량계의 특성조사를 위하여 방향의존성인자를 선량계의 성능평가에 적용하도록 권고하고 있다. 본 연구에서는 말단선량의 정확한 선량평가를 위하여 ANSI N13.32에 제안된 팬텀과 동일하게 모사하고 그 팬텀내의 7mg/$\textrm{cm}^2$ 깊이에서 단일에너지를 가진 광자의 선량당량환산인자 및 방향의존성인자를 MCNP 전산코드를 사용함으로써 계산하였다. 또한 본 연구의 최종목적인 ISO Narrow X-선 빔에 의해 조사된 손가락팬텀에서 선량당량환산인자 및 방향의존성인자를 도출하였다. 전산 수행한 결과 낮은 전압에서 발생된 X-선 빔인 경우, 팬텀의 주축을 따라 수평회전각이 증가할수록 방향의존성인자가 크게 감소하며, 한편 높은 전압에서 생성된 X-선 빔인 경우, 수평회전각이 증가할수록 방향의존성인자간 처음에는 근소하게 감소하지만 90。까지는 증가하고 있음을 알 수 있었다.

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방사성페기물 핵종분석 결과를 사용한 폐수지의 운반물등급 분류 방법 (Method for Determining Transportation Grade for HIC Containing Spent Resin Using Radioactivity Analysis)

  • 김태욱;최기섭;강기두;하종현
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제6권1호
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    • pp.11-15
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    • 2008
  • 고밀도폴리 에틸렌 고건전성용기에 담은 폐수지의 운반을 위해 원전 폐수지의 방사능 분석결과를 사용하여 운반물 등급 분류방법을 도출하였다. 원전 폐수지의 방사능 분석결과로부터 폐수지 내 핵종 존재비를 구하였고, 폐수지의 표면선량률로 핵종재고량을 평가하기 위해 MCNP 코드로 방사능대선량 환산인자를 모사하였다. 이로부터 고밀도폴리에틸렌 고건전성용기에 담은 폐수지에 대한 A형 운반물과 B형 운반물의 경계값은 1.19 TBq 이고 이를 표면선량으로 환산한 결과는 124.2 mSv/h임을 알 수 있었다.

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말단선량계의 광자선량당량환산인자에 대한 이론적 계산 (A Theoretical Calculation of Photon Dose Equivalent Conversion Factor For Extremity Dosimeter)

  • 김광표;이원근;김종수;윤여창;윤석철
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제21권1호
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    • pp.41-50
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    • 1996
  • 중성자 및 전자 그리고 광자 수송코드인 MCNP 4A코드를 이 용하여 ANSI N13.32에 제안된 말단팬텀과 한국원자력연구소 제작한 말단팬텀 각각에 대하여 감마선량당량환산인자를 커마근사법에 근거하여 계산하였다. 본 계산은 $15keV{\sim}1.5MeV$ 에너지영역에 대해 단일광자에너지 선원을 고려하였으며 이러한 단일광자에너지함수로서 계산한 공기커마에 대한 선량당량의 비로서 선량당량환산인자를 이론적으로 도출하였다. 본 연구에서 이론적 방법으로 도출한 ANSI와 KAERI의 말단팬텀 각각에 대한 광자선량당량환산인자를 ANSI N13.32의 실험적 방법에 의해 제시된 값들과 비교한 결과 50keV 이상의 단일 광자에너지영역에서는 실험적 방법에 의한 값들과 최대차이 5.7% 내에서 잘 일치함을 보였다. 그러나 40 keV 이하의 에너지영역에서는 본 연구의 계산 결과가 최대 13.6%까지 낮게 평가됨을 알 수 있었으며, 이러한 차이는 낮은 에너지영역에서 두드러지는 단일에너지의 생성과 관련된 실험의 불확실성과 MCNP코드에서 모사한 Geometry의 영향에 기인하는 것으로 사료된다.

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