• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
• /
• pp.403.1-403
• /
• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
• /
• pp.31-31
• /
• 1999

• 지질공학
• /
• 제27권4호
• /
• pp.429-438
• /
• 2017

지질학, 자원공학의 다양한 분야에서 적용되는 중성자검층의 활용성과 측정값의 신뢰성을 높이기 위하여 Monte Carlo 알고리듬에 기초한 MCNP 모델링을 수행하였다. 본 연구에서는 중성자 존데와 지층의 수치모형화를 기본으로 존데 고유의 교정곡선과 MCNP 모델링으로 계산한 교정곡선과의 비교를 통해 모델링의 적정성을 확인하고 암상변화, 공극 유체 특성, 시추공 지름 변화, 케이싱 영향, 공내수 영향을 모델링 결과를 이용하여 고찰하였다. 모델링 결과, 암상 변화에 따른 중성자 계수율 비율의 변화를 정량적으로 파악하였다. 시추공 지름이 존데와 비슷한 3인치의 경우, 지름이 큰 경우보다 계수율의 비가 예상보다 높게 나타났다. 이와 같은 결과는 공내수 영향이 작은 영향으로 해석되었다. 케이싱 내에서의 반응과 나공에서의 반응을 비교할 때 전반적으로 차이가 작았으며 특히 지층의 공극률이 증가하면 케이싱 영향이 감소하여 구분이 어려웠다. 지하수위 상부에 대한 모델링 결과는 지하수위 하부와는 반대의 경향을 나타냈으며 지하수위 파악에도 정성적으로 이용이 가능할 것으로 예상된다. 다양한 시추공 환경에 대한 모델링 결과는 중성자검층 현장자료의 자료처리와 해석이 유용하게 이용될 것으로 예상된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제2권1호
• /
• pp.1-11
• /
• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.517-523
• /
• 2003

방사선장 하에서의 탈기막 재질의 물성에 미치는 방사선의 영향에 관한 연구를 수행하였다. PP에 미치는 방사선속을 계산하기 위해 MCNP4A Code를 이용하였으며 MCNP4A Code를 이용한 광자선속을 계산하기 위하여 탈기장치와 PP 막을 봉 구조로 규격화하였다. 양단차폐 계통에 사용되는 탈기막 재질인 PP의 변형은 계통수의 방사능이 매우 낮기 때문에 거의 없을 것으로 평가되었으며 작업자의 피폭도 무시할 정도인 것으로 판단되었다. 검토결과, 원자력발전소의 원자로 계통수 처리를 위해 방사선장하에서 노출되는 폴리프로필렌 탈기막의 재질은 건전성이 그대로 유지될 수 있음을 평가하였다.

• 한국전기전자재료학회:학술대회논문집
• /
• 한국전기전자재료학회 2002년도 추계학술대회 논문집 Vol.15
• /
• pp.379-382
• /
• 2002

Lately, intensifying screen of the $CaWO_4$ is used to medical treatment and diagnosis of the image. In this paper, we investigated transmission fraction and mass attenuation coefficient of $CaWO_4$ screen about diagnostic x-ray of low energy using MCNP 4C code. Experimentally, for 0.9 mm-$CaWO_4$ screen, the absorbable rate of diagnostic x-ray is more than 95%. according to kVp, the experimental value of mass attenuation coefficient is in a1most agreement with an corrected estimate value of MCNP and the deviation of experimental values is less than ${\pm}7%$. Using the MCNP code through this paper, we can make an estimate of signal and design for construction of the CaWO4/a-Se based digital x-ray image detector and make a good use of the foundation data for development of other materials.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권3호
• /
• pp.1036-1044
• /
• 2023

The combination of MCNP6 and the FISPACT codes was used to predict inventories of radioisotopes produced by neutron exposure of a sample in a research reactor. The detailed MCNP6 model of the Budapest Research Reactor and the specific irradiation geometry of the NAA channel was established, while realistic material cards were specified based on concentrations measured by PGAA and NAA, considering the precursor elements of all significant radioisotopes. The energy- and spatial distributions of the neutron field calculated by MCNP6 were transferred to FISPACT, and the resulting activities were validated against those measured using neutron-irradiated small and bulky targets. This approach is general enough to handle different target materials, shapes, and irradiation conditions. A general agreement within 10% has been achieved. Moreover, the method can also be made applicable to predict the activation properties of the near-vessel concrete of existing nuclear installations or assist in the optimal construction of new nuclear power plant units.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권4호
• /
• pp.1265-1268
• /
• 2023

One important issue in using radiopharmaceuticals as therapeutic and imaging agents is predicting different organ absorbed dose following their injection. The present study aims at extrapolating dosimetry estimates to a female phantom from the animal data of ⁸⁹Zr radionuclide accumulation using the Sparks-Idogan relationship. The absorbed dose of ⁸⁹Zr radionuclide in different organs of the human body was calculated based on its distribution data in mice using both MIRD method and the MCNP simulation code. In this study, breasts, liver, heart wall, stomach, kidneys, lungs and spleen were considered as source and target organs. The highest and the lowest absorbed doses were respectively delivered to the liver (4.00E-02 and 3.43E-02 mGy/MBq) and the stomach (1.83E-03 and 1.66E-03 mGy/MBq). Moreover, there was a good agreement between the results obtained from both MIRD and MCNP methods. Therefore, according to the dosimetry results, [⁸⁹Zr] DFO-CR011-PET/CT seems to be a suitable for diagnostic imaging of the breast anomalies for CDX-011 targeting gpNMB in patients with TNBC in the future.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권6호
• /
• pp.1994-1998
• /
• 2023

This study quantitatively evaluated the source term of a linear accelerator according to target thickness for a 6-20 MeV electron beam using MCNP6. The elements of the target were tungsten and copper, and a composite target and single target were simulated by setting different thickness parameters depending on energy. The accumulation of energy generated through interaction with the collided target was evaluated at 0.1-mm intervals, and F6 tally was used. The results indicated that less than 3% reference error was maintained according to the MCNP recommendations. At 6, 8, 10, 15, 18, and 20 MeV, the energy accumulation peaks identified for each target were 0.3 mm in tungsten, 1.3 mm in copper, 1.5 mm in copper, 0.5 mm in tungsten, 0.5 mm in tungsten, and 0.5 mm in tungsten. For 8 and 10 MeV in a single target consisting only of copper, the movement of electrons was confirmed at the end of the target, and the proportion of escaped electrons was 0.00011% and 0.00181%, respectively.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제32권1호
• /
• pp.21-26
• /
• 2007

본 논문은 몬테칼로 시뮬레이션을 이용하여 대단위 감마선 조사시설 (IR-221)에 대한 선량률 평가 및 선량 분포를 해석하고, 이러한 방법을 통해 방사선 조사 품질을 향상시키는 것을 목적으로 하고 있다. 몬테칼로 시뮬레이션은 MCNP4B 코드를 이용하여 계산하였고, 이를 검증하기 위해 알라닌 선량계를 이용하여 전체 309개 지점에 대하여 흡수선량을 측정하였다. 계산 값과 측정치의 차이는 대략 ${\pm}5%$범위를 벗어나지 않음으로써 MCNP4B 코드가 IR-221 감사선 조사시설의 선량분포를 해석하는데 있어서 유효한 수단임을 알 수 있었다. 감마선 조사시설에 대한 도시메트리는 보통 많은 인력과 시간을 필요로 하지만, 몬테칼로 계산을 통해 이러한 손실을 줄일 수 있고, 무엇보다도 방사선 조사 품질을 향상시켜, 결국 방사선 조사 대상물에 대한 신뢰도를 확보하는 데에도 이바지 할 것으로 기대된다.