• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.242-245
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• 2013

원전 방사선작업종사자의 내부선량평가를 위해 일반적으로 사용되고 있는 bed type 전신계측에 몬테카를로 방법을 적용하여 작업자에 대한 외부오염 계측특성을 평가하였다. 한국인 체형을 반영하는 voxel 모의 피폭체를 이용하여 내부오염시 측정 특성을 평가하였다. 외부오염 판별을 위해 BOMAB 모의 피폭체를 이용하여 신체 각 부위별 오염시 나타나는 측정 특성을 평가하였다. 가슴 부위 오염시 누운 자세와 엎드린 자세로 구분하여 외부오염시 계측 특성을 확인하였다. 정량적인 분석을 통해 bed type 전신계측기를 이용한 외부오염 판별이 가능함을 확인하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제1권3호
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• pp.11-16
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• 2007

새로 개발된 몬테칼로 모사코드인 GATE의 방사선치료 분야에의 적용성 검토를 위하여 방사선치료 오차확인용 전자포탈영상장치에 사용되는 금속판/형광스크린 계측기의 특성을 예측 및 분석하였다. GATE를 이용하여 계산한 6 MV 선형가속기에서 발생되는 엑스선의 에너지 스펙트럼을 바탕으로, 여러가지 두께의 금속판/형광스크린에 대하여 계측효율과 공간분해능을 계산하였고, 이를 범용으로 사용되는 MCNP4B 모사 결과 및 실험 결과와 비교하여, 방사선치료 분야에 응용 가능성을 검증하였다.

• 한국환경과학회지
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• 제13권2호
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• pp.175-180
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• 2004

A prompt gamma-ray neutron activation (PGNA) system was simulated by the Monte Carlo N-Particle transport code (MCNP-4A) to estimate the level at which the scattered photon fluence rate, the absolute efficiency of the HPGe-detector, the volume of the concrete sample and the $^{35}$ /Cl(n, ${\gamma}$) reaction rate in this sample contribute to the count rate in the NaCl concentration measurement. The n- ${\gamma}$ fluence rates at the ST-2 beam tube exit of the HANARO reactor were used as input data, and the GAMMA-X type HPGe detector was modeled to tally 1.1649 MeV ${\gamma}$ -rays emitted from the $^{35}$ Cl(n, ${\gamma}$) reaction in the concrete sample. For three cylindrical concrete samples of 13.8, 46.8 and 157.1 ㎤ volumes, respectively, the relations between the NaCl weight fractions of 0.1, 1, 2 and 5 % in each of the concrete samples and the 1.1 649 MeV pulses created in the HPGe detector model were studied. As a result, it was found that the count rate at the same NaCl concentration nearly depends on the volume of the samples in a simulated condition of the same NaCl concentration samples, and that the linearities of the NaCl concentration calibration curves were reasonable in the narrow range of the NaCl weight fraction.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.563-575
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• 2020

본 연구 목적은 컨테이너 보안 검색용 선형가속기에서 발생하는 방사화 특성을 평가하는 것이다. 전산모사 설계는 첫째, 표적은 텅스텐(Z=74) 단일물질 표적 및 텅스텐(Z=74)과 구리(Z=29) 복합물질 표적으로 구성하였다. 둘째, 부채꼴(Fan beam) 조준기는 물질에 따라 납(Z=82) 단일 물질과 텅스텐(Z-74)과 납(Z=82)의 복합물질로 구성하였다. 셋째 선형가속기가 위치한 방(Room)의 콘크리트는 Magnetite type 및 불순물(Impurity)을 포함하였다. 연구 방법은 첫째, MCNP6 코드를 이용하여 선형가속기 및 구조물을 F4 Tally로 광중성자 플럭스(Flux)를 계산하였다. 둘째, MCNP6 코드에서 계산된 광중성자 플럭스를 FISPACT-II에 적용하여 방사화 생성물을 평가하였다. 셋째, 방사화 생성물의 비방사능을 통해 해체 평가를 진행하였다. 그 결과 첫째, 광중성자 분포는 표적에서 가장 높게 나왔으며, 조준기 및 10 cm 깊이의 콘크리트 순으로 나타났다. 둘째, 방사화 생성물은 텅스텐 표적 및 조준기에서 W-181, 불순물이 포함된 콘크리트에서 Co-60, Ni-63, Cs-134, Eu-152, Eu-154 핵종이 부산물(by-product)로 생성되었다. 셋째, 해체 시 텅스텐 표적은 90일 이후 자체 처분 허용 농도를 만족하는 것으로 보였다. 이러한 결과는 9 MeV 에너지에서의 광중성자 수율(Yield) 및 방사화 정도가 미미한 것으로 확인할 수 있었다. 하지만, 선형가속기 텅스텐 표적 및 조준기에서 발생한 W-181은 수리를 위한 분해 시 피폭의 영향을 줄 수 있을 것으로 생각된다. 따라서, 본 연구는 컨테이너 보안검색용 선형가속기 방사화된 부품관리에 관한 기초 자료를 제시한 것이다. 또한, 컨테이너 보안 검색용 선형 가속기 해체 시 자체처분을 만족하는 농도 기준을 입증하는데 활용될 수 있을 것으로 기대한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.205-213
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• 1999

지표에 오염된 방사성핵종의 단위방사능당 유효선량환산계수를 남성과 여성 인형모의피폭체와 MCNP4A 코드를 이용하여 계산하였다. 모사실험은 40 keV에서 10 MeV 영역의 19개 단일 에너지에 대한 유효선량 계산을 수행하였다. 에너지에 따른 단위 선원강도에 대한 유효선량 E를 기존 연구자들의 결과물인 유효선량당량 $H_E$와 비교한 결과, 본 연구의 E값이 USEPA의 FGR에 주어진 $H_E$ 값에 비해 30%의 편차를 보였다. 에너지와 유효선량의 관계를 polynomial fitting을 통해 구한 유효선량 감응함수는 다음과 같다. $f({\varepsilon})[fSv\;m^2]=\;0.0634\;+\;0.727{\varepsilon}-0.0520{\varepsilon}^2+0.00247{\varepsilon}^3$ 여기서, ${\varepsilon}$는 감마선의 에너지(MeV)이다. 감응함수와 ICRP 38의 방사성핵종 붕괴 자료를 이용하여 지표면과 공기 오염의 단위 방사능농도에 대한 유효선량환산계수를 계산한 후 DOSEFACTOR코드를 사용하여 계산한 베타선에 의한 피부선량을 합하여 90개의 중요 핵종들에 대한 환산계수를 평가하여 도표로 제시하였다. 기존 자료들과 비교를 통해 기존 환산계수를 사용할 경우 특히 저에너지 감마선이나 고에너지 베타선을 방출하는 핵종에 대해서 상당한 과소평가가 이루어질 수 있음을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권2호
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• pp.67-71
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• 2001

극저준위 방사능측정시스템의 백그라운드에 영향을 주는 중성자를 차폐하기 위한 차폐체를 설계하였다. 중성자 차폐방법은 고 밀도 폴리에틸렌을 이용하여 고속중성자를 감속한 후 $B_4C$를 이용하여 감속된 열중성자를 흡수하는 방법을 이용하였다. 몬테카를로 모사방법인 MCNP4B 코드를 이용하여 계산한 결과 고 밀도 폴리에틸렌의 두께가 10 cm 일 때 열중성자속이 최대가 되는 것으로 나타났으며 감속된 중성자의 흡수는 용제에 자연상태의 $B_4C$ 분말을 30 w% 섞을 경우 2 mm의 두께에서 94%의 중성자 흡수가 일어나는 것으로 나타났다. 또한 몬테카를로 모사를 통한 계산결과의 타당성 여부를 조사하기 위하여 중성자 차폐실험 장치를 제작하여 실험 결과와 비교하였으며, 비교 결과 실험값과 일치하는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.215-223
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• 1999

PWR 원전 증기발생기 수실의 방사선장 특성과 그곳에서 작업하는 종사자의 유효선량을 몬테칼로 시뮬레이션으로 평가하였다. 선원항으로는 고리1호기 증기발생기 방사화물 분석결과가 사용되었으며 유효선량 평가에는 MCNP4A코드와 MIRD형 성별 수학적 인형 모의피폭체가 사용되었다. 수실 내부 방사선장은 U튜브 영역에서 내려오는 방사선이 지배적이었으며 극각에 대해 근사적으로 코사인 분포를 나타내었다 유효선량률은 표준성인과 체격이 작은 성인(이 목적으로 15세 모의피폭체가 사용되었다.)의 경우 각각 36.22$mSvh^{-1}$와 37.06$mSvh^{-1}$로서 체격의 영향은 경미했다. 한편, 모의피폭체의 머리, 가슴 및 하복부에 해당하는 위치에서 평가된 조사선량률과 에너지스펙트럼에 대해 ICRU47에서 주어진 주위선량당량 환산계수를 이용해 평가한 등가선량률은 각각 119, 71, 및 58 $mSvh^{-1}$로 나타났다. 따라서 개인선량계 판독에서 얻는 심부선량 또는 유효선량은 앞서 계산한 유효선량률의 2배 정도가 될 것으로 보인다. 이 사실은 일반적인 개인선량계의 경사입사 방사선에 대한 과대/과소 평가 특성과 함께 비정규, 고선량률 방사선장에 종사하는 작업자의 선량계측 계획 및 결과의 해석에 매우 신중해야 함을 알려준다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.455-465
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• 2020

본 연구 목적은 선형가속기 표적(Target) 및 조준기(Collimator)에서 발생한 광중성자 특성을 평가하는 것이다. 전산모사 설계는 첫째, 표적은 단일물질 표적과 복합물질 표적으로 구성하였다. 둘째, 조준기 종류에 따라 원뿔형(Cone beam) 조준기와 부채꼴(Fan beam) 조준기로 구성하였다. 셋째, 부채꼴 조준기의 물질을 납(Pb)으로만 구성된 단일물질과 텅스텐(W)과 납으로 구성된 복합물질 조준기로 구성하였다. 연구 방법은 표적으로부터 100 cm 거리에서 가상의 구(Sphere) 표면에서 F2 Tally를 이용하여 광중성자 발생률과 에너지 스펙트럼을 계산하였다. 그 결과 광중성자 발생률은 첫째, 표적에 따라서는 20% 차이가 발생하였다. 둘째, 조준기의 종류에 따라서는 10% 차이가 발생하였다. 셋째, 조준기 물질에 따라서는 40% 차이가 발생하였다. 광중성자 스펙트럼에서도 평균 광중성자 플럭스(Flux)가 광중성자 발생량과 유사한 경향으로 나타났다. 이러한 결과로 9 MeV 선형가속기 광중성자 발생은 표적보다는 조준기에 의해 광중성자 발생이 증가하며, 조준기의 종류보다는 물질에 영향을 더 크게 받는 것을 확인할 수 있었다. 광중성자 발생이 적은 표적 및 조준기를 선택하여 운영하는 것이 가장 적극적인 방사선 방호가 될 것이다. 따라서, 본 연구는 컨테이너 보안 검색용 선형가속기 도입 및 운영 그리고 방사선 방호에 유용한 자료가 될 수 있을 것으로 생각된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제21권2호
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• pp.158-166
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• 2003

목적: 본 연구는 새로운 근접치료선원의 이론적 설계를 통해 출력변조를 이용한 혈관내 방사선치료를 제안한다. 대상 및 방법: 제시된 이론적 선원은 기존의 선원과는 달리 선원물질과 차폐물질(스테인리스 스틸, 또는 텅스텐) 둘 다로 구성되며 이는 방위방향으로 비대칭적 방사선량을 제공할 수 있게 한다. 따라서, 방위방향으로 선원의 방향과 체류시간을 조절함으로써 출력변조를 통한 근접치료가 가능해진다. Novoste Beta-Cath system에서 사용하는 Sr-90/Y 전자방출 선원과 유사한 모양의 두 가지 단순화한 선원을 연구의 대상으로 고려하였다. 첫 번째 선원은 선원물질과 차폐물질이 각각 반씩 차지하며, 두 번째 선원은 1/4은 선원물질로, 나머지 3/4은 차폐물질로 구성된다. 두 선원에 대해 방위 및 방사방향으로의 선량분포를 MCNP 몬테 카를로 코드를 이용하여 계산하였다. 결과: 선원이 혈관내의 중심에 위치하지 않게 되는 가상조건에서의 선량 최적화 계산을 시도한 결과, 혈관내벽에 미치는 선량의 최고치와 최저치의 차이가 87$\%$에서 7$\%$까지 줄어들 수 있음을 보였다. 결론: 본 연구에서 제시된 이론적 선원은 선량적 관점에서의 적합성 여부에 관해 매우 고무적인 결과를 보여 줌으로써 출력변조를 통한 혈관내 근접방사선치료의 가능성을 나타내었다. 본 과제의 다음 단계는 굵기가 가는 맥관 내에서 선원의 위치를 파악하여 그를 방위방향으로 정확하게 회전시킬 수 있는 방사선 전달 체계의 개발이라 할 수 있다.