연속감속근사법(CSDA)과 감속평균선질계수를 이용하여 선량당량 정의에서의 본래의 LET분포 개념을 하전입자속 스펙트럼의 개념으로 변환함으로써 새로운 선량당량 산정법을 도출하였다. 이 산정법을 몬테칼로법에 적용함으로써 주어진 방사선장에 위치한 피사체 내에서의 선량당량을 직접적으로 간편하게 산출할 수 있다. 산정에 필요한 감속평균 선질계수는 중성자와 연조직과의 상호작용으로부터 발생될 수 있는 모든 하전입자에 대하여 10 MeV 이하의 에너지 범위에서 산출하여 제시하였다.
Cosmic rays registered by Neutron Monitors on the surface of the Earth are believed to be coming from outer space, and sometimes also from the exotic objects of the Sun. Ground level enhancement (GLE) is the sudden, sharp and short-lived increase in cosmic rays originated from the Sun. Since GLE is the signature in solar cosmic ray intensity, different solar factors erupted from the Sun can be responsible for causing it. In this context, an attempt has been made to determine quantitative relationships of GLEs > 5% with simultaneous solar, interplanetary and geophysical factors from 1997 through 2006 thereby searching the perpetrators which seem to be causing them. The study has revealed that solar flares are stronger ($0.71{\times}10-4$ w/m2) during GLE peaks than the solar flares ($1.10{\times}10-5$ w/m2) during GLE non-peaks and backgrounds. On the average, the solar wind plasma velocity and interplanetary magnetic field are found stronger during the GLE peaks than the GLE non-peaks and backgrounds indicating that the solar flares, in conjunction with interplanetary shocks, sometimes may cause GLE peaks. Direct proportionality of GLE peaks to simultaneous solar energetic particle (SEP) fluxes imply that the GLE peaks may often be caused by SEP fluxes. Although the high intensity of SEP fluxes are also seen extended few minutes even after GLE peaks, the mean (373.62 MeV) of the GLE associated SEP fluxes is much stronger than the mean (10.35 MeV) of the non-GLE associated SEP fluxes. Evidences are also supported by corresponding SEP fluences that the the mean fluence (${\sim}5.32{\times}107/cm2$) across GLE event was more intense than the mean fluence (${\sim}2.53{\times}106/cm2$) of SEP fluxes across non-GLE event.
Bangho Shin;Yumi Lee;Ji Won Choi;Soo Min Lee;Hyun Joon Choi;Yeon Soo Yeom
Nuclear Engineering and Technology
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제55권6호
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pp.1949-1958
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2023
The International Commission on Radiological Protection (ICRP) Publication 116 was released to provide a comprehensive dataset of the dose coefficients (DCs) for external exposures produced with the adult reference voxel phantoms of ICRP Publication 110. Although an advanced skeletal dosimetry method for photons and neutrons using fluence-to-dose response functions (DRFs) was introduced in ICRP Publication 116, the ICRP-116 skeletal DCs were calculated by using the simple method conventionally used (i.e., doses to red bone marrow and endosteum approximated by doses to spongiosa and/or medullary cavities). In the present study, the photon and neutron DRFs were used to produce skeletal DCs of the ICRP-110 reference phantoms, which were then compared with the ICRP-116 DCs. For photons, there were significant differences by up to ~2.8 times especially at energies <0.3 MeV. For neutrons, the differences were generally small over the entire energy region (mostly <20%). The general impact of the DRF-based skeletal DCs on the effective dose calculations was negligibly small, supporting the validity of the ICRP-116 effective DCs despite their skeletal DCs derived from the simple method. Meanwhile, we believe that the DRF-based skeletal DCs could be beneficial in better estimates of skeletal doses of individuals for risk assessments.
여러가지 핵분열중성자(核分裂中性子) 스펙트럼에 $^{32}S(n,\;p),\;^{27}Al(n,\;{\alpha})$ 및 $^{115}In(n\;n')$ 여기함수(勵起函數)를 증율(增率)시켜 평균핵반응단면적(平均核反應斷面積)을 전자계산기(電子計算機)로 계산(計算)하였다. 그 결과(結果) 발단(發端)에너지가 높을수록 중성자(中性子)스펙트럼 변화(變化)에 따라 평균(平均) 단면적(斷面積)은 민감(敏感)하게 변화(變化)한다는 것이 판명(判明)되었다. 발단(發端)에너지가 비교적(比較的) 낮은 인디움의 경우(境遇), 핵분열특성(核分裂特性)에 따라 그의 평균(平均) 단면적(斷面積)은 크게 변화(變化)되지 않았는데 중성자(中性子) 산란작용(散亂作用)에 의(依)한 영향(影響)이 배제(排除)될 수만 있다면 인디움은 핵임계사고시(核臨界事故時)에 방출(放出)되는 중성자(中性子)의 적산계(積算計)로서 효과적(效果的)으로 사용(使用)될 수 있을 것 같았다. 더욱이 중성자선량환산인자(中性子線量換算因子)가 핵분열(核分裂) 중성자(中性子)스펙트럼에 거의 무관(無關)하다는 사실(事實)은 인디움을 핵임계사고시(核臨界事故時)의 중성자선량적산계(中性子線量積算計)로 사용할 수 있음을 뒷받침하는 것 같았다.
원자로 압력용기 재료인 SA508 Steel을 온도 $70^{\circ}C$와 대기압하에서 최고 $10^{18}n/cm^2$까지 중성자를 조사시켜 조사량에 따른 미세경도 변화와 magneto-acoustic emission(MAE) 에너지를 측정하였다. 중성자 조사에 따른 경도의 변화는 조사량이 $10^{16}n/cm^2$까지는 거의 일정하였으나, 조사량이 $10^{17}n/cm^2$ 이상에서 급격히 증가하였다. MAE 에너지의 변화는 중성자 조사량에 따라 경도의 변화와 같은 형태로 변하였으나 그 변화량은 감소하여 그 변화의 추이는 경도의 변화와는 역의 형태였고, 또한 MAE 에너지의 상대적 변화와 경도 변화사이에는 아주 좋은 선형성을 보였다. 이러한 결과에서 SA508 강재는 $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자에 조사될 경우에 재료에 중성자 조사에 의한 미세 결함이 급격히 증가하여 전위(dislocation)이동에 대한 저항성을 나타내는 마찰경화의 증가가 경도의 증가를 유발하고, 또한 이러한 미세 결함은 자기장과의 반응에서는 $90^{\circ}$ 자벽의 운동중에 자기탄성 변화를 유도하여 MAE 에너지의 감소를 유발함을 알 수 있었다. 그리고 경도의 변화량보다 MAE 에너지의 변화량이 더 크게 나타나, 중성자 조사에 의한 미세결함은 기계적 성질보다 자기적 성질에 더 민감하게 반응한다는 것을 알 수 있었다. 따라서 MAE가 중성자 조사에 의한 재료의 미세 구조 결함을 비파괴적인 방법으로 평가하는 강력한 도구의 가능성이 있음을 알 수 있었다.
현재 방사선치료는 치료효과를 높이기 위해 고에너지 광자선의 사용이 증가하고 있는 추세이다. 일반적으로 6~8 MeV 이상의 고에너지 광자선을 사용하는 경우에는, 광핵반응에 의한 광중성자가 발생됨으로써 방사선 방호의 측면에서 많은 문제를 야기 시킬 수 있다. 이에 본 연구는 MCNPX를 이용하여 방사선 치료실의 광중성자 선량분포를 분석하였다. 그 결과 10 MV와 12 MV 구간에서 급격한 흡수선량의 증가를 보였다. 이를 통해 10 MV를 시작으로 광중성자 플루언스의 급격한 증가가 흡수선량으로 연계됨을 알 수 있었다. 또한 산출된 흡수선량을 바탕으로 등가선량을 환산한 결과는 ICRP 103 권고안의 경우, 낮은 에너지 범위에서 인체의 흡수선량에 대한 2차 광자의 기여를 반영함으로써 ICRP 60 권고안에 비해 낮은 등가선량을 나타냈다.
The probabilistic fracture mechanics(PFM) is a useful analytical tool to assess the integrity of reactor pressure vessel(RPV) at the event of pressurized thermal shock(PTS). In PFM, the probabilities of flaw initiation and propagation are estimated by comparing the applied stress intensity factor with the fracture toughness calculated by the simulation of various stochastic variables. It is known that the results of PFM analyses are dependent on the choice of the stochastic parameters and assumptions. Of the various variables and assumptions, we investigated the effects of the RT$_{NDT}$ shift equations, fracture toughness curves, and flaw distributions on the PFM results for the three PTS transients. The results showed that the combined effects of the RT$_{NDT}$ shift equations and fracture toughness curves are complicated and dependent on the characteristics of the transients, the chemistry of the materials, the fast neutron fluence, and so on.
The probabilistic fracture analysis is used to determine the effects of uncertainties involved in material properties, location and size of flaws, etc, which can not be addressed using a deterministic approach. In this paper the probabilistic fracture analysis is applied for evaluating the RV(Reactor Vessel) under PTS(Pressurised Thermal Shock). A semi-elliptical axial crack is assumed in the inside surface of RV. The selected random parameters are initial crack depth, neutron fluence, chemical composition of material (copper, nickel and phosphorous) and $RT_{NDT}$. The deterministically calculated $K_I$ and crack tip temperature are used for the probabilistic calculation. Using Monte Carlo simulation, the crack initiation probability for fixed flaw and PNNL(Pacific Northwest National Laboratory) flaw distribution is calculated. As the results show initiation probability of fixed flaw is much higher than that of PNNL distribution, the postulated crack sizes of 1/10t in this paper and 1/4t of ASME are evaluated to be very conservative.
The oxide layer in samples taken from an irradiated Zr-2.5Nb pressure tube from a CANDU-PHWR reactor was analyzed using electron probe microanalysis (EPMA). The examined tube had been exposed to temperatures ranging from 264 to 306 ℃ and a neutron fluence of 8.9 × 1021 n/cm2 (E > 1 MeV) for the maximum 10 effective full-power years in a nuclear power plant. Measuring oxide layer thickness generally employs optical microscopy. However, in this study, analysis of the oxide layer from the irradiated pressure tube components was undertaken through X-ray image mapping obtained using EPMA. The oxide layer characteristics were analyzed by X-ray image mapping with 256 × 256 pixels using EPMA. In addition, the slope of the oxide layer was measured for each location. A particular advantage of this study was that backscattered electrons and X-ray image mapping were obtained at a magnification of 9,000 when 20 kV volts and 30 uA of current were applied to radiation-shielded EPMA. The results of this study should usefully contribute to the study of the oxide layer properties of various types of metallic materials irradiated by high radiation in nuclear power plants.
본 연구에서는 고속 중성자가 조사된 원자로 용기 재료의 자기적 성질 변화를 $M{\ddot{o}}ssbauer$ 분광법을 이용하여 측정하였으며, X-선 회절실험을 이용하여 중성자 조사재료의 결정성 변화를 평가하였다. 시편은 크기가 $23mm{\times}18mm{\times}70{\mu}m$로 제작되었으며, 343K에서 $10^{12}n/cm^2{\sim}10^{18}n/cm^2$의 범위에서 중성자 조사를 하였다. X-선 회절실험 결과로부터, $10^{16}n/cm^2$의 중성자가 조사된 시료에서부터 결정성이 변화가 시작되고, $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자가 조사된 시료에서 결정성이 심각하게 손상되는 것이 관찰되었다. 또한 $M{\ddot{o}}ssbauer$ 분광실험으로부터 중성자 조사량이 $10^{16}n/cm^2$ 이하인 시료에서는 자기적성질의 변화가 관찰되지 않았으나, $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자가 조사된 시료에서 자기완화 현상이 일어나는 것이 관찰되었다. 따라서 두 실험 모두 비파괴적 실험방법에 따른 중성자 조사취화 평가로 활용이 가능한 것으로 평가되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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