• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권1호
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• pp.22-28
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• 2013

Skyshine은 고에너지 가속기의 차폐 설계 시 반드시 고려되는 중요한 현상이다. 본 연구에서는 고에너지 전자 가속기에 대한 중성자 skyshine 평가 방법을 새롭게 제시하였으며 기존의 방법들과 비교하여 타당성을 검증하였다. 고에너지 전자가속기로부터 원거리 지역의 방사선량을 계산하기 위해 몬테카를로 코드, FLUKA와 PHITS를 이용하였다. 가속기 건물로부터 원거리 지역까지 도달하는 방사선장의 경로를 skyshine, direct, groundshine, multiple-shine으로 분류하였다. 분류된 각각의 성분이 총 유효선량에 기여하는 정도를 평가하였다. 방사선원 계산에는 10 GeV 전자가 두꺼운 표적에 입사하여 생성되는 중성자를 고려하였다. Groundshine 효과를 평가하기위해 PAL-XFEL의 건설부지토양에 대한 성분을 고려하였다. 가속기 건물로부터 비교적 가까운 50 m 미만에서는 direct와 groundshine 성분들이 총 유효선량에 대부분 기여하였다. 가속기 터널로부터 거리가 멀어질수록 skyshine 성분의 기여도가 증가하였다. 평가된 skyshine 성분에 대한 유효선량은 기존에 skyshine 선량을 계산할 때 사용되었던 반실험식 중 전자가속기를 이용한 실험결과에 기반한 Rindi의 식과 가장 잘 일치하였다. 간이계산코드 SHINE3의 결과와 20% 이내로 일치하였다. 모든 성분이 포함된 총 유효선량은 기존의 평가방식에 비해 10배 정도 크게 평가되었다. 가속기 터널로부터 원거리 지역에 대한 선량평가계산에서 mutiple-shine 성분의 영향은 skyshine 성분보다 더 크다는 것을 확인하였다.

• 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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• 제41권5호
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• pp.723-728
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• 2009

The response property of the CZT detector ($5{\times}5{\times}5\;mm^3$), widely used in photon spectroscopy, was evaluated by considering the charge collection efficiency, which depends on the interaction position of incident radiation, A quantitative analysis of the energy spectra obtained from the CZT detector was also performed to investigate the tail effect at the low energy side of the full energy peak. The collection efficiency of electrons and holes to the two electrodes (i.e., cathode and anode) was calculated from the Hecht equation, and radiation transport analysis was performed by two Monte Carlo codes, Geant4 and MCNPX. The radiation source was assumed to be 59.5 keV gamma rays emitted from a $^{241}Am$ source into the cathode surface of this detector, and the detector was assumed to be biased to 500 V between the two electrodes. Through the comparison of the results between the Geant4 calculation considering the charge collection efficiency and the ideal case from MCNPX, an pronounced difference of 4 keV was found in the full energy peak position. The tail effect at the low energy side of the full energy peak was confirmed to be caused by the collection efficiency of electrons and holes. In more detail, it was shown that the tail height caused by the charge collection efficiency went up to 1000 times the pulse height in the same energy bin at the calculation without considering the charge collection efficiency. It is, therefore, apparent that research considering the charge collection efficiency is necessary in order to properly analyze the characteristics of CZT detectors.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.71-79
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• 2016

연구배경: 생활주변방사선 안전관리법에 의한 가공제품의 방사선학적 안전성 평가를 위해서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종의 정량적 평가가 필요하다. 기존 분석법을 위한 파괴적 전처리는 높은 수준의 기술과 많은 시간이 소요되고, 측정 후 가공제품의 재사용을 불가능하게 하는 단점이 있다. 본 연구에서는 가공제품에 함유된 천연방사성핵종인 토륨계열의 방사능을 평가하기 위해 전처리 과정이 생략되거나 최소화된 방법인 간단/신속 분석법을 개발하였다. 재료 및 방법: 개발된 분석법은 감마분광분석 시스템을 이용하여 전처리 없이 가공제품의 방사능을 간단하고 신속하게 측정하고, 시료의 구성물질, 밀도, 기하학적 형태에 대한 보정을 통하여 방사능을 정확하게 평가할 수 있는 방법이다. 상기 요소에 대한 보정을 위해 변환상수 개념을 도입하였으며, 방사선수송 전산모사를 통해 변환상수를 도출하였다. 본 연구의 대상으로는 일반인이 흔하게 사용하고, 인체에 착용하거나 인체 접촉이 많은 가공제품, 즉 일반인에게 상대적으로 높은 피폭방사선량을 초래할 수 있는 대표적인 가공제품이 선정되었다. 본 연구에서 선정된 가공제품은 건강목걸이, 건강팔찌, 남성용 건강보조기구, 매트 형태의 가공제품에 장착된 타일이었다. 결과 및 고찰: 상기 제품에 대한 변환상수를 Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX)를 이용하여 도출하였으며, 도출된 변환상수는 0.31-0.47의 범위에 분포하였다. 전처리 없이 가공제품 원형을 그대로 측정한 단순 측정 분석법의 경우 가공제품에 함유된 토륨계열의 방사능은 실제보다 약 2.8배까지 과대평가 되었다. 본 연구에서 개발한 간단/신속 분석법을 사용하는 경우에는 전처리를 통한 정밀분석법과 비교하여 그 차이가 3-24% 정도로 크게 줄어들었다. 결론: 본 연구에서 개발한 분석법은 향후 추가적인 가공제품의 재질 및 형태에 대한 변환상수의 개발을 통해 다양한 가공제품의 방사선학적 안정성 평가에 활용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권4호
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• pp.787-791
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• 2017

Americium-beryllium (Am-Be; n, ${\gamma}$) is a neutron emitting source used in various research fields such as chemistry, physics, geology, archaeology, medicine, and environmental monitoring, as well as in the forensic sciences. It is a mobile source of neutron activity (20 Ci), yielding a small thermal neutron flux that is water moderated. The aim of this study is to develop a model to increase the neutron thermal flux of a source such as Am-Be. This study achieved multiple advantageous results: primarily, it will help us perform neutron activation analysis. Next, it will give us the opportunity to produce radio-elements with short half-lives. Am-Be single and multisource (5 sources) experiments were performed within an irradiation facility with a paraffin moderator. The resulting models mainly increase the thermal neutron flux compared to the traditional method with water moderator.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3506-3513
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• 2023

In this paper, we demonstrate the neutron attenuation of dry cask shielding materials using the S670e helium-4 detector manufactured by Arktis Radiation Ltd. In particular, two materials expected to be applied to the TN-32 dry cask manufactured by ORANO Korea and KORAD-21 by the Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) were utilized. The measured neutron attenuation was compared with our Monte Carlo N-Particle Transport simulation results, and the difference is given as the root mean square (RMS). For the fast neutron case, a rapid decline in neutron counts was observed as a function of increasing material thickness, exhibiting an exponential relationship. The discrepancy between the experimentally acquired data and simulation results for the fast neutron was maintained within a 2.3% RMS. In contrast, the observed thermal neutron count demonstrated an initial rise, attained a maximum value, and exhibited an exponential decline as a function of increasing thickness. In particular, the discrepancy between the measured and simulated peak locations for thermal neutrons displayed an RMS deviation of approximately 17.3-22.4%. Finally, the results suggest that a minimum thickness of 5 cm for Li-6 is necessary to achieve a sufficiently significant cross-section, effectively capturing incoming thermal neutrons within the dry cask.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1097-1104
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• 2023

A preliminary criticality analysis for novel pyrochemical apparatuses for the reprocessing of mixed uranium-plutonium nitride spent nuclear fuel from the BREST-OD-300 reactor was performed. High-temperature processing apparatuses, "metallization" electrolyzer, refinery remelting apparatus, refining electrolyzer, and "soft" chlorination apparatus are considered in this work. Computational models of apparatuses for two neutron radiation transport codes (MCU-FR and MCNP) were developed and calculations for criticality were completed using the Monte Carlo method. The criticality analysis was performed for different loads of fissile material into the apparatuses including overloading conditions. Various emergency situations were considered, in particular, those associated with water ingress into the chamber of the refinery remelting apparatus. It was revealed that for all the considered computational models nuclear safety rules are satisfied.

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

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.211-215
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• 2015

원자력사고 등의 방사선비상시 환경으로 누출된 방사성물질은 일반인의 내부피폭을 야기할 수 있다. 특히 감마선 방출핵종의 내부피폭의 경우 전신계수기가 널리 사용되지만 현장에서 신속히 내부피폭을 분류하는 용도로는 부적합하다. 본 연구에서는 휴대용 감마스펙트로메터를 비상시 내부피폭 신속분류에 적용하기 위하여 몬테카를로 전산모사 방법을 이용하여 NaI 검출기의 계측효율을 BOMAB 팬텀의 크기별로 평가하였다. 두 가지 측정 지오메트리에서 계측효율을 비교한 결과 앉은 모델에서의 계측효율이 서 있는 모델에 비해 약 1.1배 높은 계측효율을 나타내었다. 하지만 측정 지오메트리에 의한 계측효율 차이보다 신체크기에 따른 계측효율 차이가 크게 발생하는 것을 확인하였다. 특히 신체크기가 작은 4세 팬텀의 경우 표준남성과 비교하면 약 2.4~3.1배의 높은 계측효율을 나타내어 신체크기가 상이한 일반인을 대상으로 내부피폭을 모니터링할 경우 반드시 계측효율에 대한 고려가 필요한 것으로 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1545-1556
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• 2020

Recently, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) has developed the Mesh-type Reference Computational Phantoms (MRCPs) for adult male and female to overcome the limitations of the current Voxel-type Reference Computational Phantoms (VRCPs) described in ICRP Publication 110 due to the limited voxel resolutions and the nature of voxel geometry. In our previous study, the MRCPs were used to calculate the dose coefficients (DCs) for idealized external exposures of photons and electrons. The present study is an extension of the previous study to include three additional particles (i.e., neutrons, protons, and helium ions) into the DC library by conducting Monte Carlo radiation transport simulations with the Geant4 code. The calculated MRCP DCs were compared with the reference DCs of ICRP Publication 116 which are based on the VRCPs, to appreciate the impact of the new reference phantoms on the DC values. We found that the MRCP DCs of organ/tissue doses and effective doses were generally similar to the ICRP-116 DCs for neutrons, whereas there were significant DC differences up to several orders of magnitude for protons and helium ions due mainly to the improved representation of the detailed anatomical structures in the MRCPs over the VRCPs.