• 공업화학
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• 제9권6호
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• pp.884-888
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• 1998

고온 분위기하의 가열시간이 방사성물질의 수송용기 등에 사용하기 위하여 개발한 개질(KNS(Kaeri Neutron Shield)-102) 및 수소 첨가된 (KNS-106) 비스페놀-A형 에폭시수지계와 페놀-노블락형(KNS-611) 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 열분해온도, 열전도도, 열팽창 등의 열적 성질 및 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게변화, 수소함량변화 등의 역학적 성질에 미치는 영향을 검토하였다. 고온 분위기하에서 가열시간이 증가함에 따라 초기단계에서 중성자 차폐재, KNS-102, KNS-106 및 KNS-611의 열분해온도는 증가하는 것으로 나타났으나, 초기단계 이후에는 거의 영향을 받지 않는 것으로 나타났다. 또한 가열시간의 증가에 따라 KNS-102와 KNS-106 차폐재의 열전도도는 감소하는 경향을 나타내었으나, KNS-611의 경우에는 증가하는 경향을 나타내었다. 반면 가열시간의 증가에 따라 중성자 차폐재들의 열팽창계수값은 모두 감소하였다. 고온 분위기하에서 가열시간의 증가에 따라 KNS-102와 KNS-611 차폐재의 인장강도 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타내었으나, KNS-106은 감소하는 경향을 나타내었다. 그리고 고온 분위기하에서 가열시간은 중성자 차폐재들의 무게변화 및 수소함량의 변화에는 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.91-100
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• 2016

경수로 원전을 대상으로 원전 내 방사화 대상 물질인 스테인리스강, 탄소강 및 콘크리트의 불순물 정보 적용여부에 따른 방사화 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구에서 탄소강은 압력용기 물질에 사용되었고, 스테인리스강은 압력용기 내부 물질에 사용되었으며, 일반 콘크리트가 생체 차폐체에 사용되었다. 금속 물질에 대해서는 참고자료 1개의 불순물 함량 정보를 적용하였고, 콘크리트 물질에서는 참고자료 5개의 불순물 함량 정보를 적용하여 평가를 수행하였다. 방사화 핵종 재고량 전산해석 시 중성자속 계산에는 MCNP 전산코드를, 방사화 계산에는 FISPACT 전산코드를 각각 사용하였다. 계산 결과, 금속 물질에서 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 비방사능이 2배 이상 높았으며, 특히 콘크리트에서는 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 최대 30배 이상 비방사능이 높게 계산되었다. 방사화 핵종의 생성반응과 재고량을 분석한 결과, 금속 구조물에서는 불순물 중 Co원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인 Co-60이, 콘크리트에서는 불순물 중 Co, Eu 원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인Co-60, Eu-152, Eu-154 이 방사성폐기물 준위 결정에 큰 영향을 미치고 있음을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원전 해체 계획 수립 시 방사화 핵종 재고량 평가 및 규제에 활용될 수 있을 뿐 아니라, 해체를 고려한 원전 또는 원자력시설의 설계 단계에서도 참고자료로 활용 될 것으로 판단된다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제39권1호
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• pp.89-97
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• 2016

선형가속기를 차폐하고 있는 콘크리트 차폐벽의 방사화 평가를 진행하기 위한 선행 연구로서 차폐벽이 받는 중 성자에 대한 특성을 평가하였다. 그 결과 차폐벽이 받는 중성자 평균 양은 생성된 광자 대비 10 MV 4.63E-7%, 15 MV 9.69E-6%, 20 MV 2.18E-5%의 발생비율을 보였으며, 이 중 반응단면적이 큰 열중성자의 비율은 대략 18 ~ 33%로 나타났다. 의료용 선형가속기의 경우 수년간 지속적으로 가동되기 때문에 중성자 생성 비율에 관계없이 누적으로 생성되는 중성자의 양은 무시할 수 없을 것이며, 이에 따른 방사선 치료실 차폐벽의 방사화 문제는 반드시 고려되어야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1061-1070
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• 2023

Over the last few years, lead-free inorganic metal perovskites have gained impressive ground in empowering satellites in space exploration owing to their material stability and performance evolution under extreme space environments. The present work has examined the versatility of eight such perovskites as space radiation shielding materials by computing their photon, charged particles and neutron interaction parameters. Photon interaction parameters were calculated for a wide energy range using PAGEX software. The ranges of heavy charged particles (H, He, C, N, O, Ne, Mg, Si and Fe ions) in these perovskites were estimated using SRIM software in the energy range 1 keV-10 GeV, and that of electrons was computed using ESTAR NIST software in the energy range 0.01 MeV-1 GeV. Further, the macroscopic fast neutron removal cross-sections were also calculated to estimate the neutron shielding efficiencies. The examined shielding parameters of the perovskites varied depending on the radiation type and energy. Among the selected perovskites, Cs₂TiI₆ and Ba₂AgIO₆ displayed superior photon attenuation properties. A 3.5 cm thick Ba₂AgIO₆-based shield could reduce the incident radiation intensity to half its initial value, a thickness even lesser than that of Pb-glass. Besides, CsSnBr₃ and La_0.8Ca_0.2Ni_0.5Ti_0.5O₃ displayed the highest and lowest range values, respectively, for all heavy charged particles. Ba₂AgIO₆ showed electron stopping power (on par with Kovar) better than that of other examined materials. Interestingly, La_0.8Ca_0.2Ni_0.5Ti_0.5O₃ demonstrated neutron removal cross-section values greater than that of standard neutron shielding materials - aluminium and polyethylene. On the whole, the present study not only demonstrates the employment prospects of eco-friendly perovskites for shielding space radiations but also suggests future prospects for research in this direction.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.133-140
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• 2021

This study evaluates the radioactivity of concrete waste that occurs due to large amounts of decommissioned nuclear wastes and then determines the surface dose rate when the waste is packaged in a disposal container. The radiation assessment was conducted under the presumption that impurities included in the bio-shielded concrete contain the highest amount of radioactivity among all the concrete wastes. Neutron flux was applied using the simplified model approach in a sample containing the most Co and Eu impurities, and a maximum of 9.8×104 Bq·g-1 60Co and 2.63×105 Bq·g-1 152Eu was determined. Subsequently, the surface dose rate of the container was measured assuming that the bio-shield concrete waste would be packaged in a newly developed disposal container. Results showed that most of the concrete wastes with a depth of 20 cm or higher from the concrete surface was found to have less than 1.8 mSv·hr-1 in the surface dose of the new-type disposal container. Hence, when bio-shielded concrete wastes, having the highest radioactivity, is disposed in the new disposal container, it satisfies the limit of the surface dose rate (i.e., 2 mSv·hr-1) as per global standards.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.275-283
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• 2019

Rare isotope beam facilities require shielding data in early stage of their design. There is much less shielding data on neutrons from the reactions between heavy ion beams and matter than the data on neutrons produced by protons. The purpose of the present work is to produce and thus increase the amount of shielding data on neutrons generated by high-energy heavy ion beams based on the RAON in-flight fragment facility. Calculations were performed with the computational Monte Carlo codes PHITS and MCNPX. The secondary neutron source terms were evaluated at 550 MeV/u for Ca, Kr, and Sn and at 400 MeV/u for U ions on a graphite target. Source terms and attenuation lengths were obtained by fitting the ambient dose equivalent inside an ordinary concrete shield.

• 공업화학
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• 제8권3호
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• pp.524-532
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• 1997

방사성물질의 수송 및 저장용기 등에 사용하기 위하여 개발한 개질 에폭시수지 및 수소 첨가된 비스페놀-A형 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 열분해온도, 열전도도, 열팽창 등의 열적 성질 및 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게변화, 수소 함량변화 등의 역학적 성질에 방사선이 미치는 영향을 검토하였다. 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS(Kaeri Neutron Shield)-201과 KNS-302 차폐재들의 열분해온도는 증가하는 경향을 나타내었으나, KNS-202와 KNS-301은 0.5 MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 방사선 조사선량이 온도에 따른 차폐재들의 무게변화에는 거의 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 0.1 MGy까지 열전도도는 방사선 조사선량의 영향을 거의 받지 않는 것으로 나타났다. 또한 KNS-301과 302 차폐재들의 열팽창은 KNS-201과 202보다 방사선 영향을 적게 받는 것으로 나타났다. 0.1 MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS-202 및 KNS-301과 302차폐재들의 인장, 압축 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타내었다. 반면에 KNS-201은 방사선 조사선량의 증가에 따라 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 조사선량의 증가에 따른 차폐재들의 비중, 무게 및 수소함량은 크게 변하지 않는 것으로 나타났다.

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

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제16권10호
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• pp.758-765
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• 2016

본 연구는 의료용 선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대하여 방사화 분석을 함으로서 추후 선형가속기 시설의 해체 시 해체비용의 절반이상을 차지하는 차폐벽에 대하여 폐기물 준위를 평가하고 이에 따른 폐기물 처리방법을 분석함으로서 해체비용 측면에 있어서 이득을 얻을 수 있는 방법에 대하여 논의하고자 한다. 실험결과, 선형가속기에서 발생하는 중성자 양은 차폐벽을 방사화 시키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화 분석 결과 약 20 개 이상의 핵종이 분석되었다. 이 중 $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ 핵종이 규제해제 농도를 초과하는 것으로 분석되었으며, 그 값은 차폐벽 깊이가 깊어질수록 농도는 줄어들었다. 이를 바탕으로 특정 세 구역(E,F,G)은 매립이나 재활용이 불가능한 것으로 평가되었으며, 나머지 구역은 일정 깊이 이상일 경우 매립이나 재활용이 가능한 것으로 평가되었다.

• 공업화학
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• 제8권1호
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• pp.92-98
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• 1997

방사선 조사선량이 사용후 핵연료 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게 변화 및 수소함량 변화 등 역학적 성질에 미치는 영향을 검토하였다. 0.5MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS-115A, KNS-115B 및 KNS-115C(Kaeri Neutron Shield) 차폐재들의 인장강도, 압축강도 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타냈으나, 0.5MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 조사선량의 증가에 따른 차폐재의 비중 및 무게는 크게 변하지 않는 것으로 나타났으나, 수소함량은 감소하는 경향을 나타내었다.