• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.197-201
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• 2012

경수로 사용후핵연료 중간저장시설의 부지면적을 산출하기 위하여 콘크리트 저장시설 개념모델의 연간선량을 계산하였다. 초기농축도 4.5 wt%, 연소도 45,000 MWd/MTU, 냉각기간 10년인 사용후핵연료를 대상으로 ORIGEN-ARP를 사용하여 선원항을 생산하였으며, MCNP 코드를 사용하여 저장시설에 대한 모델링 및 방사선차폐계산을 수행하였다. 연간선량은 저장시설의 용량별로 계산하였으며, 중앙집중식 저장시설의 경우, 반경 700 m 이상에서 10CFR72에서 권고하는 통제구역 경계에서의 연간선량 기준 0.25 mSv를 만족하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.207-214
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• 2001

The KN-12 spent nuclear fuel (SNF) transport cask is designed for transportation of up to 12 assemblies and is in standby status for being licensed in accordance with Korea Atomic Energy Act. To evaluate radiation shielding and criticality safety of the KN-12 cask, each case of study was carried out using MCNP4B Code. MCNP code is verified by performing benchmark calculation for the KSC-4 SNF cask designed in 1989. As a result of radiation safety evaluation for the KN-12 cask, calculated dose rates always satisfied the standards at the cask surface, at 2m from the surface in normal transport condition, and at 1 m from the surface in hypothetical accident condition. Maximum dose rate was always arisen on the side of the cask. For normal transport condition, photons primarily contribute to dose rate between two kinds of released sources, neutrons and photons, from spent nuclear fuel but for hypothetical accident condition, contrary case was resulted. The level of calculated dose rate was 27.8% of the limit at the cask surface, 89.3% at 2 m from the cask surface, and 25.1% at 1 m from the cask surface. For criticality analysis, keff resulting from the criticality analysis considering the condition of optimum partial flooding with fresh water is 0.89708(0.00065. The results confirm the standards recommended by all regulations on radiation safety.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.63-72
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• 1989

연구용 원자로 MAPLE-X10 시설의 안전성을 평가하기 위하여 원자로 pool 및 보조 pool로부터 물의 상실이 가정되었을 때 시설에 대한 감마 방사선장을 해석하였다. 차폐 해석에 고려된 4개의 photon 선원항은 ORIGEN-S코드를 이용하여 계산하였다. 또한, pool물 상실 사고 조건하에서 원자로 pool 및 보조 pool에서의 감마 선량율은 QAD-CG코드를, 그리고 pool외부의 방사선장은 입체각 외부에서의 산란 photon 선량율 계산에도 적합한 MCNP 코드를 이용하여 평가하였다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제19권1호
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• pp.66-73
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• 2001

목적 : 붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외 중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 : 공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 (Far West, USA) 및 IC-18, ElC-1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC-l7M 이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결과 : BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 $6.47\times10^{-3}\;cGy$로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 $65.2{\pm}0.9\%$로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 $D_{20}/D_{10}$은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결론 : 벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간 선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1563-1570
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• 2017

In order to perform dry interim storage and transportation of the spent-fuel assemblies of the Bushehr Nuclear Power Plant, dual-purpose casks can be utilized. The effectiveness of different neutron-shield materials for the dual-purpose cask was analyzed through a set of calculations carried out using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. The dose rate for the dual-purpose cask utilizing the recently developed materials of $epoxy/clay/B_4C$ and $epoxy/clay/B_4C/carbon$ fiber was less than the allowable radiation level of 2 mSv/h at any point and 0.1 mSv/h at 2 m from the external surface of the cask. By utilization of $epoxy/clay/B_4C$ instead of an ethylene glycol/water mixture, the dose rates on the side surface of the cask due to neutron sources and consequent secondary gamma rays will be reduced by 17.5% and 10%, respectively. The overall dose rate in this case will be reduced by 11%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.1-5
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• 2017

The heavy water zero power reactor (HWZPR), which is a critical assembly with a maximum power of 100 W, can be used in different lattice pitches. The last change of core configuration was from a lattice pitch of 18-20 cm. Based on regulations, prior to the first operation of the reactor, a new core was simulated with MCNP (Monte Carlo N-Particle)-4C and WIMS (Winfrith Improved Multigroup Scheme)-CITATON codes. To investigate the criticality of this core, the effective multiplication factor ($K_{eff}$) versus heavy water level, and the critical water level were calculated. Then, for safety considerations, the reactivity worth of $D_2O$, the reactivity worth of safety and control rods, and temperature reactivity coefficients for the fuel and the moderator, were calculated. The results show that the relevant criteria in the safety analysis report were satisfied in the new core. Therefore, with the permission of the reactor safety committee, the first criticality operation was conducted, and important physical parameters were measured experimentally. The results were compared with the corresponding values in the original core.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.583-592
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• 2011

The radiological characteristics for waste classification were assessed for neutron-activated decommissioning wastes from a CANDU reactor. The MCNP/ORIGEN2 code system was used for the source term analysis. The neutron flux and activation cross-section library for each structural component generated by MCNP simulation were used in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. The specific activities of the relevant radionuclides in the activated metal waste were compared with the specified limits of the specific activities listed in the Korean standard and 10 CFR 61. The time-average full-core model of Wolsong Unit 1 was used as the neutron source for activation of in-core and ex-core structural components. The approximated levels of the neutron flux and cross-section, irradiated fuel composition, and a geometry simplification revealing good reliability in a previous study were used in the source term calculation as well. The results revealed the radioactivity, decay heat, hazard index, mass, and solid volume for the activated decommissioning waste to be $1.04{\times}10^{16}$ Bq, $2.09{\times}10^3$ W, $5.31{\times}10^{14}\;m^3$-water, $4.69{\times}10^5$ kg, and $7.38{\times}10^1\;m^3$, respectively. According to both Korean and US standards, the activated waste of the pressure tubes, calandria tubes, reactivity devices, and reactivity device supporters was greater than Class C, which should be disposed of in a deep geological disposal repository, whereas the side structural components were classified as low- and intermediate-level waste, which can be disposed of in a land disposal repository. Finally, this study confirmed that, regardless of the cooling time of the waste, 15% of the decommissioning waste cannot be disposed of in a land disposal repository. It is expected that the source terms and waste classification evaluated through this study can be widely used to establish a decommissioning/disposal strategy and fuel cycle analysis for CANDU reactors.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권2호
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• pp.79-86
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• 2015

헬륨-3는 높은 반응효율, 장시간 사용가능성, 감마선에 대한 낮은 반응확률 등과 같은 장점들을 가지고 있기 때문에 대부분의 중성자 검출기의 반응물질로 사용되어 왔다. 그러나 지난 몇 년 사이 전세계적인 헬륨-3의 부족으로 인해 기체의 수급이 어려워지고 있고 이에 따라 가격이 급격히 증가하게 되었다. 이러한 이유로 헬륨-3 대체 물질들을 이용한 고효율의 중성자 검출기의 개발에 대한 연구가 많은 연구그룹에 의해 활발히 진행되기 시작하였다. 이러한 연구에서는 다양한 물질들을 이용하고 있으며, 이 중에서 붕소-10은 다른 대체물질과 비교할 때 상대적으로 높은 중성자 반응확률, 낮은 감마반응효율, 물질의 안정성, 가격적 이점 그리고 기존 헬륨-3를 이용한 검출기의 계측회로의 재활용 가능성 등과 같은 장점들 때문에 많은 연구그룹에서 붕소-10을 이용한 중성자 검출기 개발을 진행하고 있다. 본 논문에서는 중성자 검출기에 사용될 수 있는 붕소-10 박막을 개발하고 이에 대한 성능평가를 수행하였다. 중성자 검출기의 반응물질로 붕소-10을 사용하기 위해서는 중성자와 붕소-10이 반응하여 생성되는 이차방사선을 측정할 수 있어야 한다. 본 연구에서 활용한 기체충진형 중성자 검출기의 경우 붕소-10을 얇은 박막 형태로 제작하여 중성자와 반응하여 생성된 이차방사선이 기체를 이온화 시켜서 생성되는 이온쌍을 측정하는 방법을 이용한다. 그러므로 중성자 반응효율과 이차방사선의 재흡수율을 고려한 붕소-10(탄화붕소)의 적절한 두께를 선정할 필요가 있다. 이를 위해서 본 논문에서는 몬테칼로 기법을 이용하는 MCNP6를 이용하여 다양한 두께에 따른 중성자신호수집효율의 변화를 계산하였다. 또한, 스퍼터링 기법을 이용하여 다양한 두께의 박막을 제작하고 이를 이용하여 중성자 반응신호를 측정하였다. 그리고 제작된 박막의 2차원 모니터링을 위한 다중선 비례계수기의 적용가능성을 타진하기 위해 제작된 붕소박막이 설치된 2차원 다중선 비례계수기를 제작하고 중성자 응답 특성을 평가하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.174-174
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• 2004

It is necessary to perform the radionuclide inventory assessment for the disposal of low and intermediate radioactive waste containers. The $\gamma$ nuclide analyzer can be used for the assessment of containers. However, if the radioactivity in the containers is extremely low or high, radionuclide inventory of the containers can not be evaluated properly. Also, gamma scanning method is time consuming and has economical burden to the utilities.(omitted)

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.149-154
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• 2001

Calculational models to evaluate radiation doses resulting from the medical use of high energy beta-ray sources are presented. The radioactive sources considered are Sr-90/Y-90 used as ophthalmic applicator, Re-188 used for treating restenosis of coronary artery, and Ho-166 used for treating hepatic tumors. Typical therapeutic situations which might induce relatively high radiation doses the medical person involved were considered to compute by using MCNP-4C Monte Carlo code the radiation doses. The calculation results suggest that for all of the cases considered, the evaluated radiation doses are negligible compared to the dose limits. It is also found that the effect of Bremsstrahlung radiations on the total dose is insignificant, and hence the conventional lead gown is also effective in shielding beta-rays.