본 연구에서는 생물학 연구용 방사선 조사기(Gamma Irradiator, Chiyoda Technol Co., Japan)에서 방출되는 Cs-137 감마선에 대하여 선량자료 구축을 위한 선량평가를 수행하였다. 대상 시료는 직경 3 cm인 구형의 물로 가정하였으며 공기커마로부터 선량계산 체계에 따라 흡수선량을 결정하였다. 측정값의 평가를 위하여 이론적 계산 및 몬테칼로 계산(MCNPX)을 이용하여 상호 비교하였다. 측정한 공기커마는 선원과 200 cm 이내에서 이론적 계산과 3.1% 이내로 일치하였다. 최종 결정된 흡수선량은 몬테칼로 계산과 100 cm와 200 cm에서 각각 1.9% 및 3.7%의 차이를 보였다. 본 결과는 비록 단편적이지만 생물 실험용 자료구축을 위한 기초 결과로서 타당하며 추후 다양한 형태의 시료 조건에 대해서 연구를 진행해야 할 것이다.
코발트-60 근접조사선원을 대체할 Ir-l92 선원주변의 2차원적 선량분포를 얻기 위하여, 조사선량률과, 조직감쇠계수를 구하였다. 조직감쇠계수는 선원에서 20 cm 지점까지 실험식을 구하였다. ?보기 방사능은 조사선량상수를 사용하여 결정하였으며, 2.5mm 직경에 두께 2.5 mm 의 선원은 조직선량을 정하기 위해 선원을 4401 개로 분할하여 선원 자체의 흡수효과와 ?슐벽의 차폐 효과와 조직감쇠계수를 적용하였다. 조직감쇠계수는 4차식을 사용하여 1% 오차범위내에서 실험값을 얻을 수 있었으며, Meisberger 상수는 선원에서 많이 떨어질수록 오차가 커서, 10 cm 위치서 7%, 20 cm 에서 33%의 오차를 발견할 수 있었으나, 겉보기방사능과 선원모양 및 크기가 달라 다른 결과를 가져올 수 있다고 본다. 발표된 Ir-192 선원의 에너지스펙트럼을 이용한 선량률상수는 절삭에너지 10 keV인 경우 4.69 R$cm^2$/mCi-hr을 얻었으며 Air Kerma는 0.973 을 구하였다. 이 실험에서 고안 선원의 분할선원에 의한 선원자체흡수와 ?슐벽에 의한 감쇠는 실선원의 54.6%가 겉보기방사능으로 나타남을 알 수 있었으며, 선량계획에 이용하기 위해 단위 ?보기 방사능에 대한 2차원적 선량표를 준비함으로써 기하학적선량과 선량 비등방성을 쉽게 이용할 수 있도록 하였다.
In precise measurement of air kerma with cavity ionization chambers, the effect of wall attenuation and scatter are corrected by Kwall and that of nonuniformity by Knu. Using the EGS4 code, we calculated these two correction factors. Correction factors calculated for two different-sized cylindrical ionization chamber differ by up to 0.7% from those obtained by measurements.
본 연구에서는 IPEM(The Institute of Physics and Engineering in Medicine) Report 78의 진단용 엑스선 발생장치에서 방출되는 엑스선 스펙트럼 데이터를 이용하여 의료 환경에서 사용되는 주요 엑스선 방호장비의 차폐율을 계산하고, 방사선 방호분야 적용가능성을 알아보았다. 진단용 엑스선 방호에 이용되는 납 앞치마(0.3 mmPb), 갑상샘 차폐체(0.5 mmPb), 납 고글(0.5 mmPb), 납 유리(1.8, 2.7, 3.3 mmPb)를 대상으로 에어커마와 엑스선 총강도의 감소율을 통해 방사선 차폐율을 계산하였다. 그 결과 에어커마 감소율로 계산한 차폐율은 80 kV에서 96.31~100 %범위였고, 120 kV에서는 90.35~100%범위로 나타났다. 또한 본 계산의 결과가 실제 차폐율 측정한 선행연구결과와 잘 일치하여 IPEM Report 78의 엑스선 스펙트럼 데이터가 방사선 방호에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.
Purpose: To evaluate the effective volume of the Korea Research Institute of Standards and Science free air chamber (KRISS FAC) L1 used for the primary standard device of the low-energy X-ray air kerma. Methods: The mechanical dimensions were measured using a 3-dimensional coordinate measuring machine (3-d CMM, Model UMM 500, Carl Zeiss). The diameter of the diaphragm was measured by a ring gauge calibrator (Model KRISS-DM1, KRISS). The elongation of the collector length due to electric field distortion was determined from the capacitance measurement of the KRISS FAC considering the result of the finite element method (FEM) analysis using the code QuickField v6.4. Results: The measured length of the collector was 15.8003±0.0014 mm with a 68% confidence level (k=1). The aperture diameter of the diaphragm was 10.0021±0.0002 mm (k=1). The mechanical measurement volume of the KRISS FAC L1 was 1.2415±0.0006 cm3 (k=1). The elongated length of the collector due to the electric field distortion was 0.170±0.021 mm. Considering the elongated length, the effective measurement volume of the KRISS FAC L1 was 1.2548±0.0019 cm3(k=1). Conclusions: The effective volume of the KRISS FAC L1 was determined from the mechanically measured value by adding the elongated volume due to the electric field distortion in the FAC. The effective volume will replace the existing mechanically determined volume in establishing and maintaining the primary standard of the low-energy X-ray.
To accurately calculate the heating distribution of the fast reactor, a neutron-photon library in MATXS format named Knight-B7.1-1968n × 94γ was processed based on the ENDF/B-VII.1 library for ultrafine groups. The neutron cross-section processing code MGGC2.0 was used to generate few-group neutron cross sections in ISOTXS format. Additionally, the self-developed photon cross-section processing code NGAMMA was utilized to generate photon libraries for neutron-photon coupled heating calculations, including photo-atom cross sections for the ISOTXS format, prompt photon production cross sections, and kinetic energy release in materials (KERMA) factors for neutrons and photons, and the self-shielding effect from the capture and fission cross sections of neutron to photon have been taken into account when the photon source generated by neutron is calculated. The interface code GSORCAL was developed to generate the photon source distribution and interface with the DIF3D code to calculate the neutron-photon coupling heating distribution of the fast reactor core. The neutron-photon coupled heating calculation route was verified using the ZPPR-9 benchmark and the RBEC-M benchmark, and the results of the coupled heating calculations were analyzed in comparison with those obtained from the Monte Carlo code MCNP. The calculations show that the library was accurately processed, and the results of the fast reactor neutron-photon coupled heating calculations agree well with those obtained from MCNP.
개인 피폭선량 평가의 검증체계를 확립함에 있어서 기본적으로 갖추어야할 방사선장은 감마선, X-선, 베타선 및 중성자이다 금년에 한국원자력안전기술원에서는 중성자를 제외한 방사선장을 위한 기준조사장치(빔)를 확보하였다. 이 기준조사빔이 국제적으로 소급할 수 있는 방사선장의 역할을 수행할 수 있도록 하기 위하여 국제 표준기구규정 및 선진국의 표준규격 등의 기준과 요구조건에 충족되도록 하였다. 본 논문은 감마선장에 대한 기준조사장치에 관한 것으로서의 기여도 및 방사선장의 균질도를 평가하였고, 이를 국제 기준과 비교한 결과 국내 및 국제 기준을 잘 만족하고 있는 것으로 평가되었다. 또한, 측정된 공기커마율은 $^{137}Cs$ 선원에 대하여 $0.1891{\sim}23.4967{\mu}Gy/s$, $^{60}Co$ 선원에 대해서는 $0.588{\sim}15.9954{\mu}$Gy/s의 값으로 결정하였으며, 공기커마율이 가지는 불확도는 95% 신뢰도 범위에서 2.5% 이내로 결정되었다. 측정된 공기커마율의 신뢰성을 검증하기 위하여 전리함의 교정정수를 독일 PTB의 교정정수에 대하여 재평가한 결과 교정정수가 가지는 불착도(1.2%) 범위 내에서 일치하고 있었으며, 미국의 측정값과 비교한 결과 0.03% 범위 내에서 일치하고 있음이 판명되었다. 그러므로 한국원자력안전기술원에 설치된 감마선장은 국내의 표준 소급체계를 유지하고 있을 뿐만 아니라 미국 및 독일의 소급체계를 확보하게 되었고, 국내 및 국제 기준 방사선장으로 활용 가능하게 되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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