• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권3호
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• pp.818-824
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• 2019

In the present work, we determined the gamma-ray attenuation characteristics of eight different polymers(Polyamide (Nylon 6) (PA-6), polyacrylonitrile (PAN), polyvinylidenechloride (PVDC), polyaniline (PANI), polyethyleneterephthalate (PET), polyphenylenesulfide (PPS), polypyrrole (PPy) and polytetrafluoroethylene (PTFE)) using transmission geometry utilizing the high resolution HPGe detector and different radioactive sources in the energy range 81-1333 keV. The experimental linear attenuation coefficient values are compared with theoretical data (WinXCOM data). The linear attenuation coefficient of all polymers reduced quickly with the increase in energy, at the beginning, while decrease more slowly in the region from 267 keV to 835 keV. The effective atomic number of PVDC and PTFE are comparatively higher than the $Z_{eff}$ of the remaining polymers, while PA-6 possesses the lowest effective atomic number. The half value layer results showed that PTFE ($C_2F_4$, highest density) is more effective to attenuate the gamma photons. Also, the theoretical results of macroscopic effective removal cross section for fast neutrons ($\sum_{R}$) were computed to investigate the neutron attenuation characteristics. It is found that the $\sum_{R}$ values of the eight investigated polymers are close and ranged from $0.07058cm^{-1}$ for PVDC to $0.11510cm^{-1}$ for PA-6.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권2호
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• pp.65-75
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• 1971

국내에서 산출되는 각종 광물골재를 사용하여 방사선 차폐용 중차폐 콩크리트를 제조하고 감마선에 대한 차폐 효과를 실험한 결과 최적하다고 판단된 자철광 중차폐 콩크리트를 대상으로 60Co 감마선의 Broad beam을 사용하여 방사선 차폐 효과를 측정하였다. 본 실험을 통하여 실험적으로 차폐체내의 방사선의 감쇄곡선으로부터 차폐 체 두께의 변화에 따르는 방사선 투과율과의 상호관계에 관한 수식을 다음과 같이 유도해냈다. I (x) = I (ο) exp(-$\mu$X) exp(1.03$\times$$10^{-1}$X-3.38$\times$$10^{-3}$X$^2$＋5.29$\times$$10^{-5}$X$^3$) X< 20 cm 때, I (x) =I (ο) exp(-$\mu$X) exp(4.66$\times$$10^{-2}$ X＋2.12$\times$$10^{-1}$) X＞20 cm 때. 이와같이 얻은 결과식에서 오른쪽 첫번째항은 최초 감마선의 감쇄를 표시하고 그 다음항은 차폐체 내에서의 감마선 재생계수를 나타낸다. 이 실험에 첨가하여 차폐체의 실제 설계에 입각한 입방형 자철광 구조체 (두께 8 cm, 내부공간 40$\times$40$\times$40cm)에 대한 차폐효과를 측정한 결과 평판 차폐체를 사용할 때 보다 투과 방사선이 증가됨을 알았다.

• 전기학회논문지
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• 제63권2호
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• pp.284-290
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• 2014

A fiber-optic beta/gamma dual detector system with two types of sensing probes was fabricated to detect the beta- and gamma-rays simultaneously. As scintillators of the sensing probe type 1, two different inorganic scintillators, $CaF_2(Eu)$ and LYSO(Ce) crystals, were used to obtain the each scintillating efficiency with respect to beta-and gamma-rays and the inherent energy spectra of radioactive isotopes. In the case of the sensing probe type 2, which is composed of two identical inorganic scintillators and a beta shielding material based on the lead, it could discriminate beta- and gamma-rays using a subtraction method. In conclusion, we demonstrated that the proposed fiber-optic beta/gamma dual detector could measure and discriminate beta- and gamma-rays using both energy spectroscopy and subtraction method.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.378-383
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• 2016

Background: Radiation dose rates in PRIDE facility is evaluated quantitatively for assessing radiation safety of workers because of large amounts of depleted uranium being handled in PRIDE facility. Even if direct radiation from depleted uranium is very low and will not expose a worker to significant amounts of external radiation. Materials and Methods: ORIGEN-ARP code was used for calculating the neutron and gamma source term being generated from depleted uranium (DU), and the MCNP5 code was used for calculating the neutron and gamma fluxes and dose rates. Results and Discussion: The neutron and gamma fluxes and dose rates due to DU on spherical surface of 30 cm radius were calculated with the variation of DU mass and density. In this calculation, an imaginary case in which DU density is zero was added to check the self-shielding effect of DU. In this case, the DU sphere was modeled as a point. In case of DU mixed with molten salt of 50-250 g, the neutron and gamma fluxes were calculated respectively. It was found that the molten salt contents in DU had little effect on the neutron and the gamma fluxes. The neutron and the gamma fluxes, under the respective conditions of 1 and 5 kg mass of DU, and 5 and $19.1g{\cdot}cm^{-3}$ density of DU, were calculated with the molten salt (LiCl+KCl) of 50 g fixed, and compared with the source term. As the results, similar tendency was found in neutron and gamma fluxes with the variation of DU mass and density when compared with source spectra, except their magnitudes. Conclusion: In the case of the DU mass over 5 kg, the dose rate was shown to be higher than the environmental dose rate. From these results, it is concluded that if a worker would do an experiment with DU having over 5 kg of mass, the worker should be careful in order not to be exposed to the radiation.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제33권2호
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• pp.121-126
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• 2010

영상의학과 검사실을 비롯하여 병원에서 의료방사선 차폐제로 사용되는 대표적인 물질이 납이다. 납은 재질이 연하고 오래 동안 변질되지 않으며, 특히 X(${\gamma}$)선에 대한 선흡수계수가 커서 방사선 차폐제로 매우 유용하다. 그러나 납은 생물학적 구조와 기능에 필요하지 않는 부분이 많아 인체에 과다하게 노출되면 위험하므로 카드뮴, 수은, 비소 등과 같이 중금속으로 분류되어 있다. 이러한 위험성에서 벗어나기 위해서 납과 같은 방사선 차폐능력을 가지고 어떠한 형태로도 가공이 가능한 방사선 차폐물질을 개발하려고 노력하고 있다. 본 연구에서는 인체에 무해한 황산바륨을 이용하여 섬유, 고무, 실리콘에 함유하여 의료방사선 차폐시트를 개발하였고 이를 대상으로 의료방사선 차폐능력을 비교 평가하였다. 평가 결과에 있어서 실리콘에 바륨을 함유하여 제조한 시트가 가장 우수한 차폐능을 보였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권7호
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• pp.957-964
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• 2021

PET/CT 검사 시 사용되는 F-18은 양전자를 방출하는 방사성동위원소이며, 높은 에너지의 소멸감마선과 베타선은 방사선작업종사자의 피폭을 초래하는 원인이 된다. 본 연구에서는 핵의학과에서 근무하는 방사선작업종사자의 피폭선량 저감방안의 일환으로, F-18에 대한 Apron의 낮은 차폐 효율의 원인을 규명하고, 아크릴로 이중 차폐한 Apron의 실효성을 평가하였다. L-Block, Apron+아크릴, Apron, 아크릴+Apron, 아크릴 다섯 개의 차폐체를 이용하여 선량을 측정하고, 몬테카를로 시뮬레이션을 수행하여 경향성을 비교하였다. 그 결과, 아크릴로 이중 차폐한 Apron의 차폐율이 Apron 단독 차폐한 경우보다 약 4~8% 높은 차폐효과가 있는 것으로 나타났다. 사용자의 활동성에 크게 영향이 가지 않는 범위 안에서 적절한 두께의 아크릴로 이중 차폐한 개인방호복은 방사선 작업종사자의 피폭저감화에 도움을 줄 수 있을 것이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제9권7호
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• pp.459-465
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• 2015

PET/CT에서 사용되는 511 keV ${\gamma}$선의 납 차폐체 사용 유 무에 따른 에너지 흡수 분포를 몬테카를로 모의 모사를 통해 평가하였다. 실험은 ICRU Slab 팬텀을 이용하여 깊이에 따라 피부표면(0.07), 수정체(3), 심부(10)에 대해 실험을 진행하였으며, 납 두께에 따른 에너지 흡수 분포 차이와 납과 팬텀의 거리에 따른 공기층의 영향에 대해 분석 하였다. 그 결과 납 차폐체 사용 시 산란전자선에 의해 피부표면에 에너지 흡수 분포가 높게 나타났다. 산란전자선선은 납과 팬텀 사이의 거리가 증가함에 따라 점차 제거되었으며, 0.25 mm 납 차폐체 사용 시 9 cm 이상의 공기층이 있어야 피부표면의 도달하는 산란전자선의 영향을 방지 할 수 있었다. 또한 0.5 mm의 납 차폐체 사용 시 1 cm 이상의 공기층이 있어야 피부표면에 도달하는 산란전자선의 영향을 방지 할 수 있었으며, 공기층을 고려하지 않을 경우 0.75 mm이상의 납 두께를 사용하여야 피부표면의 산란전자선의 영향을 방지 할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권2호
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• pp.75-84
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• 2018

Background: Gamma-ray spectrometry helps in radiation shielding problems and different applications of radioisotopes. Experimental arrangements including broad beam geometries are widely used. The aim is to investigate and evaluate the ${\gamma}-ray$ spectra via attenuation by environmental materials. Materials and Methods: The photo peak to nominated parts in the ${\gamma}-ray$ spectra and the attenuation coefficients ${\mu}_b/{\rho}$ from broad beam geometries are measured for the materials water, soil, sand and cement at the energies 0.662, 1.25, and 1.332 MeV with a $3{^{\prime}^{\prime}}{\times}3{^{\prime}^{\prime}}$ NaI(Tl) detector. Results and Discussion: The ${\gamma}-ray$ spectra vary according to changes in the effective atomic number $Z_{eff}$ of the attenuator, the photon energy and the solid angle. The peak to total ratios are the most sensitive parts to variations in the experimental conditions and overturn in the region 0.663 MeV to 1.332 MeV. This is indicated as inversion trend. The results are discussed in view of $Z_{eff}$ and the experimental conditions. The intensity build-up is larger at the lower energy and larger scattering angles in agreement with Klein-Nishina formula and other results. The build-up factor B is$${\sim_=}$$1 at high ${\gamma}-energies$ and small scattering angles. Conclusion: The sensitivity to material characteristics decrease gradually from peak: to total, to Compton valley, to Compton plateau ratios. Rigorous collimation is necessary at small energies. Cement, of the largest $Z_{eff}$, is characterized by the maximum broad beam mass attenuation coefficients ${\mu}_b/{\rho}$. The obtained results provide information to decide for the suitable experimental set-up based on aim of the work.

• 한국방사선학회논문지
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• 제2권1호
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• pp.31-34
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• 2008

The neutron capture spectrum for the light nuclide was very useful to study the nuclear structure. In the present study, the capture gamma-ray from the 27-keV resonance of $^{19}F(n,g)^{20}F$ reaction were measured with an anti-Compton NaI(Tl) spectrometer and the 3-MV Pelletron accelerator of the Research Laboratory for Nuclear Reactors at the Tokyo institute of technology. A neutron Time-of-Flight method was adopted with a 1.5 ns pulsed neutron source by the $^7Li(p,n)^7Be$ reaction. In the present experiment, a Teflon(($CF_2$)n) sample was used The sample was disk with a diameter of 90mm. The thickness of sample was determined so that reasonable counting rates could be obtained and the correction was not so large for the self-shielding and multiple scattering of neutrons in the sample, and was 5mm. The primary gamma-ray transitions were compared with previous measurement of Kenny.