• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.216-223
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• 2017

In this work, linear and mass attenuation coefficients, effective atomic number and electron density, mean free paths, and half value layer and $10^{th}$ value layer values of barium-bismuth-borosilicate glasses were obtained for 662 keV, 1,173 keV, and 1,332 keV gamma ray energies using MCNP-4C code and XCOM program. Then obtained data were compared with available experimental data. The MCNP-4C code and XCOM program results were in good agreement with the experimental data. Barium-bismuth-borosilicate glasses have good gamma ray shielding properties from the shielding point of view.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.220.2-220
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.376-376
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.397-397
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.54-54
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.49.2-49
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.67.2-67.2
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• 2003

• 환경생물
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• 제24권4호
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• pp.387-391
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• 2006

Manchester system 타입의 장착기중 상, 하부에 차폐체가 장착되어 있는 Henschke 장착기를 이용하여 자궁암 근접치료시 자궁 및 주변장기의 선량분포를 평가하기 위하여 치료계획수립에 사용되는 실용프로그램 결과와 몬테칼로 모의계산 결과를 비교하였다. 또한 자궁 및 주변 정상조직이 받은 선량을 계산하기 위해 ORNL(Oak Ridge National Laboratory)에서 수립한 여성의 MIRD (Medical Internal Radiation Dose)형 모의피폭체를 이용 하여 주변장기가 받는 선량을 MCNP로 계산하였다. 몬테칼로 모사에는 MCNP 4B코드를 사용하였으며, 실용계산프로그램에는 GAMMADOT를 이용하였다 MCNP계산에는 $^{192}Ir$ 선원과 장착기의 기하학적 모양을 정밀하게 모사하여 계산 오차를 줄이도록 하였으며, 치료계획용 실용계산프로그램의 계산 조건과 동일하게 치료선원의 강내 체류시간과 체류위치를 적용하여 선량을 계산하였다. 주요 선량 비교 평가점은 Manchester system에서 사용되는 4곳과 ICRU 38에서 Manchester system을 보완하기 위해 제시한 방광표면 및 직장이였다. 실용계산 결과는 MCNP모의계산의 결과와 비교했을 때 대부분 위치에서 상대오차 4% 이내의 결과를 보였고, 난형체의 차폐체 장착효과로 인한 방광과 직장에서의 선량감쇠효과는 각각 19%, 20%였다.

• 지구물리와물리탐사
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• 제17권3호
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• pp.155-162
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• 2014

MCNP를 이용한 밀도검층에 대한 수치모델링을 수행하였고, 인공 모형 시추공에 대한 교정곡선과의 비교를 통하여 MCNP 수치모델링의 신뢰성을 검토하였다. 이를 바탕으로 케이싱의 유무와 종류, 공내수의 유무, 존데와 공벽과의 거리 변화 등 국내 물리검층 자료 취득 현장에서 쉽게 접하는 3인치 시추공 환경에 대한 밀도검층 수치모델링을 수행하였다. 수치모델링 결과는 케이싱과 공내수의 영향을 정량적으로 반영하고 있으며 공벽으로부터의 간격 변화에 따른 일정한 양상을 보여준다. 본 연구를 통하여 MCNP를 이용한 수치모델링의 적용성을 파악할 수 있었으며 이를 활용하여 효과적인 검층 보정이 가능할 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.1051-1059
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• 2018

Fast periodic pulsed reactor is a type of reactor in which the fission bursts are formed entirely with external reactivity modulation with a specified time periodicity. This type of reactors could generate much larger intensity of neutron beams for experimental use, compared with the steady state reactors. In the design of fast periodic pulsed reactors, the time dependent simulation of the power pulse is majorly based on a point kinetic model, which is known to have limitations. A more accurate calculation method is desired for the design analyses of fast periodic pulsed reactors. Monte Carlo computer code MCNP6 is used for this task due to its three dimensional transport capability with a continuous energy library. Some new routines were added to simulate the rotation of the movable reflector parts in the time dependent calculation. Fast periodic pulsed reactor IBR-2M was utilized to validate the new routines. This reactor is periodically in prompt supercritical state, which lasts for ${\sim}400{\mu}s$, during the equilibrium state. This generates long neutron fission chains, which requires tremendously large amount of computation time during Monte Carlo simulations. Russian Roulette was applied for these very long neutron chains in MCNP6 calculation, combined with other approaches to improve the efficiency of the simulations. In the power pulse of the IBR-2M at equilibrium state, there is some discrepancy between the experimental measurements and the calculated results using the point kinetics model. MCNP6 results matches better the experimental measurements, which shows the merit of using MCNP6 calculation relative to the point kinetics model.