• 한국방사선학회논문지
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• 제16권5호
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• pp.527-536
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• 2022

본 연구는 우주방사선 차폐물질 설계를 위한 선행연구 차원에서 우주방사선에 대한 물질별 방사선 차폐특성을 분석하였다. 특히 EMP 및 방사선 차폐에 효과가 있다고 알려진 경량 연자성 복합소재에 대한 우주방사선 차폐물질 활용 가능성을 확인하고자 하였다. 이를 위해 Monte Carlo N-Particle(MCNP) 모델링 기법과 열중성자 차폐실험을 수행하였으며, MCNP의 우주방사선 모델인 Skymap.dat를 활용하였다. 연구결과 폴리에틸렌, 붕소폴리에틸렌, 탄소나노튜브 등 탄소와 수소를 함유한 물질의 경우 증발 중성자 에너지 영역 대 이하의 중성자 감소에 효과적인 것으로 나타났으며 SS316, 경량 연자성 물질 등 철을 함유한 물질은 캐스케이드 중성자 차폐성능이 뛰어난 것을 확인할 수 있었다. 특히 경량 연자성 물질의 경우 붕소를 함유하고 있어 저속중성자 영역의 중성자 감소에도 효과적인 것으로 나타났으며, 향후 탄소 및 수소 등 탄성산란 물질을 보강한다면 우주방사선 중성자 전 영역에서 유의미한 차폐효과를 보여줄 것으로 기대된다.

• 지구물리와물리탐사
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• 제15권4호
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• pp.227-234
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• 2012

물리검층 중에서 매질의 밀도 측정을 통해 공극률을 계산할 수 있는 밀도검층에 대한 수치 연구 결과는 국내에서는 전무하다고 해도 과언이 아니다. 이 연구에서는 MCNP (Monte Carlo N-Particle) 알고리듬에 기초하여 밀도검층을 수치모형화하고 다양한 시추공 환경이 밀도검층 결과에 미치는 영향을 분석함으로써, 밀도검층 자료해석을 위한 기틀을 마련하고자 한다. 이를 위해, MCNP 알고리듬을 이용한 밀도검층 시물레이션의 적용성을 검토하기 위해 단순한 모형에서의 검출기 반응 연구를 수행하였다. 또한 수치 실험을 위해 한국지질자원연구원에서 사용하고 있는 상용 밀도검층기(Robertson Geologging사)에 기초하여 밀도검층기를 수치모델링하였다. 다양한 밀도의 매질에서 시추공 지름을 바꿔가면서 밀도검층 시물레이션을 수행함으로써, Robertson Geologging사의 밀도검층기를 위한 교정곡선을 제시하였다. 이 교정곡선에 기초하여 매질의 밀도를 보다 정확히 분석하고 다양한 시추공환경 변화가 밀도검층에 미치는 영향을 분석하기 위해, 공내수 유무에 따른 밀도검층 반응의 변화 및 시추공 케이싱의 종류에 따른 밀도검층 반응의 변화를 수치모델링을 통해 분석하였다. 이 연구는 밀도검층 시 시추공환경 변화가 검층결과에 미치는 영향을 이해하는 것을 돕고, 향후 국내 시추공환경의 밀도검층에 대한 보다 정확한 해석을 위한 연구의 기초가 될 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1120-1125
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• 2016

The neutron decay constant, ${\alpha}$, and effective delayed neutron fraction, ${\beta}_{eff}$, are important parameters for the control of the dynamic behavior of nuclear reactors. For the heavy water zero power reactor (HWZPR), this document describes the measurements of the neutron decay constant by noise analysis methods, including variance to mean (VTM) ratio and endogenous pulse source (EPS) methods. The measured ${\alpha}$ is successively used to determine the experimental value of the effective delayed neutron fraction as well. According to the experimental results, ${\beta}_{eff}$ of the HWZPR reactor under study is equal to 7.84e-3. This value is finally used to validate the calculation of the effective delayed neutron fraction by the Monte Carlo methods that are discussed in the document. Using the Monte Carlo N-Particle (MCNP)-4C code, a ${\beta}_{eff}$ value of 7.58e-3 was obtained for the reactor under study. Thus, the relative difference between the ${\beta}_{eff}$ values determined experimentally and by Monte Carlo methods was estimated to be < 4%.

• 지구물리와물리탐사
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• 제15권4호
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• pp.219-226
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• 2012

이 연구에서는 국내에서 연구가 미약했었던 중성자검층 수치모델링을 이용하여 다양한 시추공 환경에서의 검출기 반응을 분석하였다. 이를 위해 중성자검층 환경을 MCNP 알고리듬으로 구현하여 시뮬레이션을 수행하였다. MCNP 알고리듬은 방사선 수송 시뮬레이션이 및 3차원 기하구조 표현이 가능하여 다양한 분야에서 전세계적으로 많이 이용되고 있다. 먼저 시뮬레이션 결과를 검증하기 위해, 기존 연구의 검출기반응 결과 그래프를 이용하여 비교 분석하였다. 중성자 검층 반응 분석이 가능한 중성자 검층기의 일반적인 특징에 기초하여 수학적으로 중성자검층기 모형을 구성하여 반응을 계산하였다. 먼저, 석회암, 사암, 돌로마이트 등과 같은 매질에서 공극률을 다양하게 변화시켜 가며 수치 계산함으로써, 이 연구에서 고려하고 있는 중성자검층기의 교정곡선(calibration chart)을 도출하였다. 이에 기초하여, 실제 중성자검층 시 고려해야 할 공내수 유무에 의한 반응 변화, 염수가 중성자검층에 미치는 영향 등을 분석함으로써 시추공 환경 변화에 따라 보다 정확하게 공극률을 해석할 수 있는 기틀을 마련하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1505-1512
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• 2017

Because accelerator-based boron neutron capture therapy (BNCT) systems are planned for use in hospitals, entry into the medical room should be controlled as hospitals are generally assumed to be public and safe places. In this paper, computational investigation of the medical staff effective dose during BNCT has been performed in different situations using Monte Carlo N-Particle (MCNP4C) code and two voxel based male phantoms. The results show that the medical staff effective dose is highly dependent on the position of the medical staff. The results also show that the maximum medical staff effective dose in an emergency situation in the presence of a patient is ${\sim}25.5{\mu}Sv/s$.

• 지질공학
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• 제27권4호
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• pp.429-438
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• 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.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권2호
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• pp.191-199
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• 2021

본 연구의 목적은 경량 연자성 소재의 방사선 차폐 효과를 분석하여 군사시설에 대한 적용 가능성을 확인하는 것이다. 연자성 물질은 EMP 차폐에 효과적인 것으로 알려져 있다. 이 물질이 방사선 차폐에도 효과적이라면 군 방호에 효과적으로 적용이 가능할 것으로 예상된다. 이에 본 연구에서는 감마선 차폐 효과를 확인하기 위해 Cs-137 및 Co-60 선원을 사용하여 실험을 수행하였으며, 중성자 차폐 효과를 평가하기 위해 Monte Carlo N-Particle (MCNP) 모델링을 적용하였다. 그 결과 연자성 소재의 두께가 증가함에 따라 감마선과 중성자의 선형 감쇠 법칙에 의한 차폐성능이 향상됨을 확인할 수 있었다. 따라서 연자성 소재를 군사용 구조물 등에 적용할 경우에 방사선 차폐에 효과적이라는 것을 확인하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.93-100
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• 2023

This study analyzes the neutron shielding performance of Soft Magnetic Material and proposes a military application. In general, the military protection facility has been constructed with thick concrete, so Soft Magnetic Material, consisting of boron, was used with concrete in this study. To do so, Monte-Carlo N-Particle (MCNP) was applied to simulate the Watt-fission neutron spectrum of ²³⁵U and ²³⁹Pu. As a result, a configuration of polyethylene and Soft Magnetic Material is evaluated about four times better than borated polyethylene concerning the atomic weight of boron inside each shielding material. Also, when a nuclear weapon explosion is simulated in MCNP, 1 mm of Soft Magnetic Material with 20 cm of concrete shows about 55% more additional neutron shielding performance compared to when Soft Magnetic Material is not used. In this work, the neutron shielding performance of Soft Magnetic Material could be identified and Soft Magnetic Material would be useful for neutron shielding if applicable to concrete structure.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2018년도 추계 학술논문 발표대회
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• pp.114-115
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• 2018

To develop an effective shielding material for spent fuel that emits fast neutrons is necessary. In this study, thermal neutron and fast neutron shielding performance of polyethylene coated boron carbide-incorporated cement paste was quantitatively analyzed by Monte Carlo N-Particle transport code (MCNP) simulations. As the results of the simulations, fast neutrons were effectively shielded through large quantity of hydrogen and boron elements in polyethylene and boron carbide.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.942-948
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• 2021

The aim of this work is to help inform the decision for choosing a convenient material for the PGAA (Prompt Gamma Activation Analysis) collimator plug to be installed at the tangential channel of the Moroccan Triga Mark II Research Reactor. Two families of materials are usually used for collimator construction: a mixture of high-density polyethylene (HDPE) with boron, which is commonly used to moderate and absorb neutrons, and heavy materials, either for gamma absorption or for fast neutron absorption. An investigation of two different collimator designs was performed using N-Particle Monte Carlo MCNP6.2 code with the ENDF/B-VII.1 and MCLIP84 libraries. For each design, carbon steel and lead materials were used separately as collimator heavy materials. The performed study focused on both the impact on neutron beam quality and the neutron-gamma background at the exit of the collimator beam tube. An analysis and assessment of the principal findings is presented in this paper, as well as recommendations.