• 한국건축시공학회지
• /
• 제20권2호
• /
• pp.129-135
• /
• 2020

핵 및 방사능전 상황에서 방사선에 의한 인명피해를 줄이기 위한 방안으로서 유개호에 자철석이 포함된 중량 콘크리트의 적용 가능성을 확인해보았다. 이에 본 연구에서는 자철광 콘크리트의 방사선 차폐효과를 분석하기 위하여 감마선원을 사용하여 차폐실험을 진행하였고 실험조건과 동일한 몬테칼로 모델링도 하였다. 그 결과 자철광의 함량이 증가할수록 감마선에 대한 차폐효과가 향상됨을 확인할 수 있었다. 향후 자철광 콘크리트가 군사적 목적의 시설물에 적용될 경우 방사선 차폐 측면에서 효과를 얻을 수 있을 것이라 기대한다.

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

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제48권4호
• /
• pp.184-196
• /
• 2023

Background: Radiation protection is crucial in various fields due to the harmful effects of radiation. Shielding is used to reduce radiation exposure, but gamma radiation poses challenges due to its high energy and penetration capabilities. Materials and Methods: This work investigates the radiation shielding properties of polyvinylidene fluoride (PVDF) samples containing different weight fraction of tungsten carbide (WC), tungsten trioxide (WO₃), and tungsten disulfide (WS₂). Parameters such as the mass attenuation coefficient (MAC), half-value layer (HVL), mean free path (MFP), effective atomic number (Z_eff), and macroscopic effective removal cross-section for fast neutrons (Σ_R) were calculated using the Phy-X/PSD software. EpiXS simulations were conducted for MAC validation. Results and Discussion: Increasing the weight fraction of the additives resulted in higher MAC values, indicating improved radiation shielding. PVDF-xWC showed the highest percentage increase in MAC values. MFP results indicated that PVDF-0.20WC has the lowest values, suggesting superior shielding properties compared to PVDF-0.20WO₃ and PVDF-0.20WS₂. PVDF-0.20WC also exhibited the highest Z_eff values, while PVDF-0.20WS₂ showed a slightly higher increase in Z_eff at energies of 0.662 and 1.333 MeV. PVDF-0.20WC has demonstrated the highest Σ_R value, indicating effective shielding against fast neutrons, while PVDF-0.20WS₂ had the lowest Σ_R value. The Monte Carlo N-Particle Transport version 5 (MCNP5) simulations showed that PVDF-xWC attenuates gamma radiation more than pure PVDF, significantly decreasing the dose equivalent rate. Conclusion: Overall, this research provides insights into the radiation shielding properties of PVDF mixtures, with PVDF-xWC showing the most promising results.

• Radiation Oncology Journal
• /
• 제28권4호
• /
• pp.224-230
• /
• 2010

목적: 본 연구에서는 콘빔 CT에서 산란선 제거를 위한 aft-multple-slit (AMS) 시스템을 설계하였다. 예비 연구로서 본 시스템의 효용성을 검증하기 위해 MC 시뮬레이션을 수행하였다. 대상 및 방법: 가상 시뮬레이션은 산란선과 산란선+일차선을 계산할 수 있는 MCNPX의 radiography tally 5를 이용하였다. AMS는 빔의 발산성을 고려한 각이 동일한 아크 형태이고, 길이 방향에서의 산란선을 막는다. AMS의 효용성을 위한 평가는 AMS를 사용하지 않았을 때의 일차선과 산란선을 비교함으로써 수행되었다. 2D projection 영상을 얻기 위해 전체의 AMS는 한번의 캔트리 회전 후 AMS에 의해 가려진 부분의 영상 획득을 위해 다시 한 번 회전하는 구조이다. 결과: 일차선의 2D projection 영상은 모든 AMS의 폭에서 그리고 AMS를 사용하지 않았을 때에도 동일하였으나 일차선+산란선의 2D projection 영상은 slit의 폭에 따라 결과가 변했다. Slit의 폭을 5 mm, 10 mm, 15 mm, 20 mm로 하였을 때 평균 산란성 제거율은 29%, 15%, 9%, 8%였다. 결론: 본 연구에서는 AMS를 이용한 콘빔 CT의 산란선 제거 효과를 평가하였다. MC 시뮬레이션을 이용한 본 시스템의 사전 연구에서는 상당한 산란선 제거 효과를 보여주었다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제49권4호
• /
• pp.734-743
• /
• 2017

In order to investigate the swelling behavior and fuel-cladding interaction mechanism of U-10Zr alloy metallic fuel at very low burnup, an irradiation experiment was concisely designed and conducted on the China Mianyang Research Reactor. Two types of irradiation samples were designed for studying free swelling without restraint and the fuel-cladding interaction mechanism. A new bonding material, namely, pure aluminum powder, was used to fill the gap between the fuel slug and sample shell for reducing thermal resistance and allowing the expansion of the fuel slug. In this paper, the concise irradiation rig design is introduced, and the neutronic and thermal-hydraulic analyses, which were carried out mainly using MCNP (Monte Carlo N-Particle) and FLUENT codes, are presented. Out-of-pile tests were conducted prior to irradiation to verify the manufacturing quality and hydraulic performance of the rig. Nondestructive postirradiation examinations using cold neutron radiography technology were conducted to check fuel cladding integrity and swelling behavior. The results of the preliminary examinations confirmed the safety and effectiveness of the design.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권12호
• /
• pp.4137-4141
• /
• 2021

As NPPs continue to operate, liquid waste continues to be generated, and containers are needed to store and transport them at low cost and high capacity. To transport and store liquid phase very low-level radioactive waste (VLLW), a container is designed by considering related regulations. The design was constructed based on the existing container design, which easily transports and stores liquid waste. The radiation shielding calculation was performed according to the composition change of barium sulfate (BaSO₄) using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. High-density polyethylene (HDPE) without mixing the additional BaSO₄, represented the maximum dose of 1.03 mSv/hr (<2 mSv/hr) and 0.048 mSv/hr (<0.1 mSv/hr) at the surface of the inner container and at 2 m away from the surface, respectively, for a 10 Bq/g of ⁶⁰Co source. It was confirmed that the dose from the inner container with the VLLW content satisfied the domestic dose standard both on the surface of the container and 2 m from the surface. Although it satisfies the dose standard without adding BaSO₄, a shielding material, the inner container was designed with BaSO₄ added to increase radiation safety.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권2_spc호
• /
• pp.227-235
• /
• 2020

우리는 실험과 MCNP 시뮬레이션을 통해 전알파 분석법의 한계를 설명하였다. 국내에서 중·저준위 방사성폐기물 인도 규정 관련, 전알파 분석법은 방사성폐기물을 처분하기 위해 반드시 규명해야 할 방사성 특성평가 인자이다. 전알파 분석법은 시료 준비 절차가 간단하고 신속한 분석 결과를 제공하지만, 정량분석 인자로 사용하는 것은 적절하지 않다. KCl과 ²⁴¹Am을 이용하여 시편 건조고형물 무게에 따른 전알파 계측효율을 평가하였다. 동일한 무게의 시편일지라도 계측효율의 차이가 20% 나는 것을 확인하였고, 이는 시편의 물리적 형태가 서로 다르기 때문인 것으로 보인다. 토양 중 우라늄을 화학분리 한 후, ICP-MS로 우라늄을 직접 측정한 결과와 전알파 농도를 비교하였다. 전알파는 실제 우라늄 농도에 비해 50% 과소평가되었다. 알파핵종별 전알파 계측효율이 최대 3배 차이 나기 때문에, 전알파 분석결과는 개별 알파핵종의 합과 비교하기 보다는 스크리닝 개념으로 사용하는 것이 적절하다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권2_spc호
• /
• pp.317-325
• /
• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

• 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.