• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제18권2호
• /
• pp.43-49
• /
• 2022

The purpose of this study is to evaluate the radiation effect on damage when the external shield of the spent nuclear fuel transport cask is damaged due to impact as the cause of an unexpected accident. The neutron and gamma-ray intensities and spectra are calculated using the ORIGEN-Arp module in the SCALE 6.2.4 code package⁽¹⁾ and then using MCNP6.2⁽²⁾ code calculate the dose rate. In order to evaluate the radiation dose according to the size of damage caused by external impact, various sized holes of 0.3~13.7% are assumed in the outer shield of the cask to evaluate the sensitivity to the dose. In the case of radiation source leakage, damage to the nuclear fuel assembly is assumed to be up to 6% based on overseas test cases. When only the outer shield is damaged, the maximum surface dose is calculated as 3.12E+03 mSv/hr. However, if the radiation source is leaked due to damage to the nuclear fuel assembly, it becomes 7.00E+05 mSv/hr which is about 200 times greater than the former case.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권4호
• /
• pp.1439-1447
• /
• 2023

The fuel cycle characteristics of the IVG.1M reactor were studied within the framework of the research reactor conversion program to modernize the IVG.1M reactor. Optimum use of the nuclear fuel and reactor was achieved through routine methods which included partial fuel reloading combined with scheduled maintenance operations. Since, the additional problem in planning the fuel cycle of the IVG.1M reactor was the poisoning of the beryllium parts of the core, reflector, and control system. An assessment of the residual power and composition of spent fuel is necessary for the selection and justification of the technology for its subsequent management. Computational studies were performed using the MCNP6.1 program and the neutronics model of the IVG.1M reactor. The proposed scheme of annual partial fuel reloading allows for maintaining a high reactor reactivity margin, stabilizing it within 2-4 β_eff for 20 years, and achieving a burnup of 9.9-10.8 MW × day/kg U in the steady state mode of fuel reloading. Spent fuel immediately after unloading from the reactor can be placed in a transport packaging cask for shipping or safely stored in dry storage at the research reactor site.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제15권6호
• /
• pp.803-811
• /
• 2021

본 연구에서는 공정 시뮬레이션 기술을 적용하여 조사유기응력부식균열 시험 작업자의 피폭량 평가를 하였다. 상용 공정 시뮬레이션 코드인 DELMIA Version 5를 사용하여 조사유기응력부식균열 분석 시험 설비, 핫셀 및 작업자를 작성하고 조사유기응력부식균열 시험 공정을 구현하였으며, 사용자 코딩을 통해 선량이 분포된 공간을 지나는 작업자의 누적 피폭량을 평가할 수 있도록 하였다. 작업자 모사를 위해 시험 공정별로 인체의 근골격계를 모방하여 약 200 개 이상의 자유도를 가지는 휴먼 마니킨 자세를 작성하였다. 작업자 피폭량 계산을 위하여 휴먼 마니킨 작업의 하위정보에 접근하여 자세 별 좌표, 시작 시간 및 유지 시간을 추출하였으며, 공간 선량 값과 자세 유지 시간을 곱하여 누적 피폭량을 계산하였다. 피폭량 평가를 위한 공간 선량은 MCNP6 Version 1.0을 사용하여 핫셀 내·외부 공간 선량을 계산하였으며, 계산된 공간 선량은 공정 시뮬레이션 도메인에 입력하였다. 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가 결과와 전형적인 피폭량 평가 결과를 비교 분석한 결과, 상시 출입구역 내 일상 시험 작업에 대한 연간 피폭량은 각각 0.388 mSv/year 및 1.334 mSv/year로서 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가 결과가 전형적인 방법의 피폭량 평가 결과 대비 70 % 낮게 예측되었다. 공간 선량 높은 구역에서 수행되는 특수작업에 대해서도 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가를 수행하였으며, 피폭량이 높은 작업을 쉽게 선별할 수 있었고, 해당 작업의 휴먼 마니킨 자세와 공간 선량 가시화를 통해 직관적으로 작업 개선안을 도출할 수 있었다.

• 방사선산업학회지
• /
• 제11권3호
• /
• pp.157-165
• /
• 2017

In this paper, we calculate the light photons collection efficiency of large-volume plastic scintillation detector mainly used for radiation portal monitor (RPM). A Monte Carlo light photon transport code, DETECT2000, were used to quantitatively evaluate light collection efficiency of plastic scintillation detector. DETECT2000 calculated the placement of light collection efficiency based on the energy spectrum. We calculated the light collection efficiency relative to the position of the energy spectrum that proportional to the placement of the source. The $850{\times}285{\times}65mm^3$ size of polyvinyl toluene (PVT) scintillator was used for measurements. Through DETECT2000 simulation, the light collection efficiency of $5{\times}5$ arrays were calculated and verification was performed by comparing with experimentally measured. And then, the corrected MCNP simulation by applying the light collection efficiency in $21{\times}13$ arrays was compared and analyzed. Comparing the Monte Carlo simulation with measured results, it shows an average difference of 10.1% in $5{\times}5$ arrays. Particularly, about twice of the difference was found in the edge of first column, which coupled with PMT. In whole $5{\times}5$ array, the overall ratio was the same except for the first column. And then comparing the energy spectra of the $21{\times}13$ array with and without the light collection efficiency, it shows a difference of 6.69% in Compton edge area. The DETECT2000 based light collection efficiency simulation showed well agreement with the point source experiment. And comparing with measured energy spectra, we could compare the differences according to whether or not the light collection efficiency was applied. As a results, it is possible to increase the accuracy and reliability of Monte Carlo simulation results by pre-calculating the light collection efficiency according to the PVT geometry by using the DETECT2000.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권1호
• /
• pp.176-189
• /
• 2019

This paper presents a feasibility study for producing the medical isotope $^{99m}Tc$ using the hazardous and currently wasted radioisotope $^{99}Tc$. This can be achieved with the nuclear resonance fluorescence (NRF) phenomenon, which has recently been made applicable due to high-intensity laser Compton scattering (LCS) photons. In this work, 21 NRF energy states of $^{99}Tc$ have been identified as potential contributors to the photo-production of $^{99m}Tc$ and their NRF cross-sections are evaluated by using the single particle estimate model and the ENSDF data library. The evaluated cross sections are scaled using known measurement data for improved accuracy. The maximum LCS photon energy is adjusted in a way to cover all the significant excited states that may contribute to $^{99m}Tc$ generation. An energy recovery LINAC system is considered as the LCS photon source and the LCS gamma spectrum is optimized by adjusting the electron energy to maximize $^{99m}Tc$ photo-production. The NRF reaction rate for $^{99m}Tc$ is first optimized without considering the photon attenuations such as photo-atomic interactions and self-shielding due to the NRF resonance itself. The change in energy spectrum and intensity due to the photo-atomic reactions has been quantified using the MCNP6 code and then the NRF self-shielding effect was considered to obtain the spectrums that include all the attenuation factors. Simulations show that when a $^{99}Tc$ target is irradiated at an intensity of the order $10^{17}{\gamma}/s$ for 30 h, 2.01 Ci of $^{99m}Tc$ can be produced.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권7호
• /
• pp.2614-2624
• /
• 2022

Monte Carlo simulations were used to model a portable Neutron backscattering (NBT) sensor suitable for detecting plastic anti-personnel mines (APMs) buried in dry and moist soils. The model consists of a 100 MBq ²⁵²Cf source encapsulated in a neutron reflector/shield assembly and centered between two ³He detectors. Multi-parameter optimization was performed to investigate the efficiency of Be/Zr(BH₄)₄ and Be/Be(BH₄)₂ assemblies in terms of increasing the signal-to-background (S/B) ratio and reducing the total dose equivalent rate. The MCNP results showed that 2 cm Be/3 cm Zr(BH₄)₄ and 2 cm Be/3 cm Be(BH₄)₂ are the optimal configurations. However, due to portability requirements and abundance of Be, the ²⁵²Cf-2 cm Be/3 cm Be(BH₄)₂ NBT model was selected to scan the center of APM buried 3 cm deep in dry and moist soils. The selected NBT model has positively identified the APM with a S/B ratio of 886 for dry soils of 1 wt% hydrogen content and with S/B ratios of 615, 398, 86, and 12 for the moist soils containing 4, 6, 10, and 14 wt% hydrogen, respectively. The total dose equivalent rate reached 0.0031 mSv/h, suggesting a work load of 8 h/day for 806 days within the permissible annual dose limit of 20 mSv.

• 대한방사선치료학회지
• /
• 제25권2호
• /
• pp.145-151
• /
• 2013

목 적: 본 연구에서 우리는 6 MeV 전자선의 조사야 확대에 따른 선량변화가 차폐물질 원자번호와 관계가 있음을 알아보고 그 영향인자를 분석 하고자 한다. 대상 및 방법: 먼저 평행평판형 전리함(Exradin P11)을 $25{\times}25cm^2$ 폴리스티렌 팬텀표면에 평탄하게 끼운다. 허용투과율 5% 두께의 알루미늄, 구리, 납 물질들을 팬텀 상단에 차폐시킨 후 조사야 $6{\times}6$, $10{\times}10$ 그리고 $20{\times}20cm^2$별로 측정하였다. 조사조건은 선원-표면간거리 100 cm에서 기준조사야인 $10{\times}10cm^2$에 6 MeV 전자선을 이용하여 100 cGy 조사하였다. 다음으로 MCNP (Monte Carlo N Particle Transport Code)를 이용하여 각 물질 통과 후 발생되는 광자수, 전자수, 그리고 축적에너지를 계산하였다. 결 과: 허용투과율 5% 두께에 대한 차폐물 종류에 따른 측정결과 조사야 $10{\times}10cm^2$을 기준으로 한 $6{\times}6cm^2$과 $20{\times}20cm^2$의 두께변화율은 알루미늄에서 각각 +0.06%와 -0.06%, 구리에서 각각 +0.13%와 -0.1%, 납에서 각각 -1.53%와 +1.92%였다. 계산결과 조사야 $10{\times}10cm^2$ 대비 $6{\times}6cm^2$, $20{\times}20cm^2$의 축적에너지는 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -4.3%와 +4.85%, 알루미늄 사용 시 각각 -0.87%와 +6.93%, 구리 사용 시 각각 -2.46%와 +4.48%, 납 사용 시 각각 -4.16%와 +5.57%였다. 광자수의 경우 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -8.95%와 +15.92%, 알루미늄 사용 시 각각 -15.56%와 +16.06%, 구리 사용시 각각 -12.27%와 +15.53%, 납 사용 시 각각 -12.36%와 +19.81%였다. 전자수의 경우 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -3.92%와 +4.55%, 알루미늄 사용 시 각각 +0.59%와 +6.87%, 구리 사용 시 각각 -1.59%와 +3.86%, 납 사용 시 각각 -5.15%와 +4.00%였다. 결 론: 본 연구로 조사야 증가함에 따른 차폐물 두께가 저 원자번호에서 감소하며, 고 원자번호에서는 증가함을 볼 수 있었으며, 계산을 통해 저 원자번호물질에서는 저지방사선, 고 원자번호물질에서는 산란전자가 영향을 주는 것을 알 수 있었다.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.489-495
• /
• 2023

방사선 방어시설은 진단용 방사선 발생장치가 설치되어 있는 장소에 구축되어 환자, 방사선 작업 종사자 등의 피폭을 방지한다. 본 연구에서는 이러한 방사선 방어시설의 주 재료인 납에 대해 최대관전압별 차폐 두께의 경향성을 몬테칼로 시뮬레이션과 실측을 통해 비교 검증하고자 한다. 몬테칼로 시뮬레이션 코드 중 Monte Carlo N-Particle 6를 활용하였으며 해당 시뮬레이션 상에 모사한 납 차폐 구조도는 선원과 납 시트 사이의 거리는 100 cm, 조사야 크기는 10 × 10 cm²이며 관전압은 80, 100, 120, 140 kVp로 설정하였다. 각 관전압별 에너지 스펙트럼을 산출하여 시뮬레이션에 적용하였다. 80, 100, 120, 140 kVp별 각각 50, 70, 90, 95% 차폐율을 보이는 납 두께를 산출하였다. 80 kVp에서 각 차폐율에 해당하는 두께는 각각 0.03, 0.08, 0.2 1, 0.33 mm이며, 100 kVp에서는 0.05, 0.12, 0.30, 0.50 mm, 120 kVp에서는 0.06, 0.14, 0.38, 0.56 mm, 140 kV p에서는 0.08, 0.16, 0.42, 0.61 mm로 나타났다. 산출된 납 두께에 대해 실측을 진행하였으며 사용된 방사선 발생장치는 GE Healthcare 사의 Discovery XR 656이며 선량계측기의 경우 IBA 사의 MagicMax이다. 실측결과 80 kVp에서 각 두께별 차폐율은 43.56, 70.33, 89.85, 93.05%였으며 100 kVp에서는 52.49, 72.26, 86.31, 92.17%, 120 kVp에서는 48.26, 71.18, 87.30, 91.56%, 140 kVp에서는 50.45, 68.75, 89.95, 91.65%.로 나타났다. 시뮬레이션과 실측을 비교한 결과 두 값의 차이가 평균 약 3% 이내로 작은 것으로 확인되었다. 본 연구의 결과는 몬테칼로 시뮬레이션의 신뢰성을 검증함과 동시에 향후 방사선 방어시설의 구축에 있어 기초 데이터로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.