• 제목/요약/키워드: Radiation Shielding

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MCNPX 시뮬레이션을 이용한 무납 방사선 차폐 시트 기반의 공간산란 저감화 평가 (Evaluating the Reduction of Spatial Scattering based on Lead-free Radiation Shielding Sheet using MCNPX Simulation)

  • 양승우;박금별;허예지;박지군
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제14권4호
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    • pp.367-373
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    • 2020
  • 물체와 X선의 상호작용로 발생하는 산란선으로 야기되는 공간 산란선량은 대부분이 저에너지 영역의 전자기파로 인체에 비교적 쉽게 흡수되어 방사선 피폭정도가 증가하게 된다. 이러한 공간 산란 선량은 방사선작업 종사자 및 환자의 방사선 피폭 정도 지표로도 사용되고 있으며 간접적으로 발생하는 공간 산란 선량을 줄여 피폭을 저감화하기 위한 방안의 필요성이 마련될 필요성이 있다. 이에 본 연구에서는 공간산란 선량을 저감화 방안으로 무납 방사선 차폐 시트를 제시하였고 가슴 X선 촬영검사를 기준으로 몬테카를로(MC; Monte Carlo) 시뮬레이션을 수행하여 거리 변화에 따른 갑상샘과 생식선 위치에서 흡수되는 산란선의 흡수선량을 산출하였고 실측치와 차폐율을 비교 평가하였다.

Scoping Calculations on Criticality and Shielding of the Improved KAERI Reference Disposal System for SNFs (KRS+)

  • Kim, In-Young;Cho, Dong-Keun;Lee, Jongyoul;Choi, Heui-Joo
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제18권spc호
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    • pp.37-50
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    • 2020
  • In this paper, an overview of the scoping calculation results is provided with respect to criticality and radiation shielding of two KBS-3V type PWR SNF disposal systems and one NWMO-type CANDU SNF disposal system of the improved KAERI reference disposal system for SNFs (KRS+). The results confirmed that the calculated effective multiplication factors (keff) of each disposal system comply with the design criteria (< 0.95). Based on a sensitivity study, the bounding conditions for criticality assumed a flooded container, actinide-only fuel composition, and a decay time of tens of thousands of years. The necessity of mixed loading for some PWR SNFs with high enrichment and low discharge burnup was identified from the evaluated preliminary possible loading area. Furthermore, the absorbed dose rate in the bentonite region was confirmed to be considerably lower than the design criterion (< 1 Gy·hr-1). Entire PWR SNFs with various enrichment and discharge burnup can be deposited in the KRS+ system without any shielding issues. The container thickness applied to the current KRS+ design was clarified as sufficient considering the minimum thickness of the container to satisfy the shielding criterion. In conclusion, the current KRS+ design is suitable in terms of nuclear criticality and radiation shielding.

Comparison of nano/micro lead, bismuth and tungsten on the gamma shielding properties of the flexible composites against photon in wide energy range (40 keV-662 keV)

  • Asgari, Mansour;Afarideh, Hossein;Ghafoorifard, Hassan;Amirabadi, Eskandar Asadi
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제53권12호
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    • pp.4142-4149
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    • 2021
  • In the radiation protection application, the metal-polymer composites have been developed for their radiation shielding properties. In this research, the elastomer composites doped by 10 ㎛ and 100nm size of lead, bismuth and tungsten particles as filler with 30 and 60 wt percentages were prepared. To survey the shielding properties of the polymer composites using gamma-ray emitted from 152Eu and 137Cs sources, the gamma flux was measured by using NaI(Tl) detector, then the linear attenuation coefficient was calculated. Also, the Monte Carlo simulation (MCs) method was used. The results showed a direct relationship between the linear attenuation coefficients of the absorbent and filler ratio. Also, the decrease in the particle size of the shielding material in each weight percentage improved the radiation shielding features. When the dimension of the particles was in the order of nano-size, more attenuation was achieved. At low energies used for medical diagnostic X-ray applications due to the predominance of the photoelectric effect, bismuth and lead were suitable selection as filler.

Validation of MCS code for shielding calculation using SINBAD

  • Feng, XiaoYong;Zhang, Peng;Lee, Hyunsuk;Lee, Deokjung;Lee, Hyun Chul
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제54권9호
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    • pp.3429-3439
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    • 2022
  • The MCS code is a computer code developed by the Ulsan National Institute of Science and Technology (UNIST) for simulation and calculation of nuclear reactor systems based on the Monte Carlo method. The code is currently used to solve two main types of reactor physics problems, namely, criticality problems and radiation shielding problems. In this paper, the radiation shielding capability of the MCS code is validated by simulating some selected SINBAD (Shielding Integral Benchmark Archive and Database) experiments. The whole validation was performed in two ways. Firstly, the functionality and computational rationality of the MCS code was verified by comparing the simulation results with those of MCNP code. Secondly, the validity and computational accuracy of the MCS code was confirmed by comparing the simulation results with the experimental results of SINBAD. The simulation results of the MCS code are highly consistent with the those of the MCNP code, and they are within the 2σ error bound of the experiment results. It shows that the calculation results of the MCS code are reliable when simulating the radiation shielding problems.

Gamma ray exposure buildup factor and shielding features for some binary alloys using MCNP-5 simulation code

  • Rammah, Y.S.;Mahmoud, K.A.;Mohammed, Faras Q.;Sayyed, M.I.;Tashlykov, O.L.;El-Mallawany, R.
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제53권8호
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    • pp.2661-2668
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    • 2021
  • Gamma radiation shielding features for three series of binary alloys identified as (Pb-Sn), (Pb-Zn), and (Zn-Sn) have been investigated. The mass attenuation coefficients (µ/ρ) for the selected alloys were simulated using the MCNP-5 code in the energy range between 0.01 and 15 MeV. Moreover, the (µ/ρ) values were computed using WinXCOM database in the same energy range to validate the simulation results. Results reveal a good agreement between the simulated and computed values. The half value layer (HVL), mean free path (MFP), effective atomic number (Zeff) and exposure buildup factor (EBF) were evaluated for the selected binary alloys. Results showed that the PS1, PZ1, and ZS2 alloys have the best shielding parameters and better than the commercially standard and available radiation shielding materials. Therefore, the investigated alloys can be used as effective radiation shielding materials against gamma ray with energies between 0.01 and 15 MeV.

140 keV 감마선 차폐 시 납 차폐체 두께에 따른 깊이별 선량 평가 (Shielding 140 keV Gamma Ray Evaluation of Dose by Depth According to Thickness of Lead Shield)

  • 김지영;이왕희;안성민
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제41권2호
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    • pp.129-134
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    • 2018
  • The present study made a phantom for gamma ray of 140 keV radiated from $^{99m}Tc$, examined shielding effect of lead by thickness of the shielding material, and measured surface dose and depth dose by body depth. The OSL Nano Dot dosimeter was inserted at 0, 3, 15, 40, 90, and 180 mm depths of the phantom, and when there was no shield, 0.2 mm lead shield, 0.5 mm lead shield, The depth dose was measured. Experimental results show that the total cumulative dose of dosimeters with depth is highest at 366.24 uSv without shield and lowest at 94.12 uSv with 0.5 mm lead shield. The shielding effect of 0.2 mm lead shielding was about 30.18% and the shielding effect of 0.5 mm lead shielding was 74.30%, when the total sum of the accumulated doses of radiation dosimeter was 100%. The phantom depth and depth dose measurements showed the highest values at 0 mm depth for all three experiments and the dose decreases as the depth increases. This study proved that the thicker a shielding material, the highest its shielding effect is against gamma ray of 140 keV. However, it was known that shielding material can't completely shield a body from gamma ray; it reached deep part of a human body. Aside from the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) recommending depth dose by 10 mm in thickness, a plan is necessary for employees working in department of nuclear medicine where they deal with gamma ray, which is highly penetrable, to measure depth dose by body depth, which can help them manage exposed dose properly.

친환경 차폐재료 텅스텐 특성에 따른 차폐성능 평가 (Comparative Evaluation of Shielding Performance according to the Characteristics of Eco-friendly Shielding Material Tungsten)

  • 김선칠
    • 한국융합학회논문지
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    • 제12권10호
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    • pp.129-136
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    • 2021
  • 본 의료기관에서 사용되는 방사선 차폐체는 주로 납을 활용하여 제품과 부속품을 제작한다. 납은 가공성과 경제성이 우수하지만 폐기 시 환경 문제로 인해 사용량을 줄이고 있으며, 오랫동안 사용했을 시 크랙 현상과 중력에 의한 처짐 현상으로 인해 차폐막, 차폐벽, 의료기기 부픔 등으로 장기간 사용하기에는 한계가 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 구리, 주석 등을 사용하지만, 아직 차폐성능을 제어하기에는 제작 공정에 어려움이 있어 대부분 텅스텐을 많이 사용하고 있다. 그러나 아직 텅스텐의 종류에 따른 특성이 잘 제시되지 못해 다른 차폐재와의 비교가 어렵다. 따라서 본 연구에서는 순수 텅스텐, 탄화텅스텐, 산화 텅스텐을 이용하여 동일한 공정으로 의료방사선 차폐시트를 제작하여 시트 단면의 입자 구성과 차폐성능을 비교하였다. 비교 결과 순수 텅스텐, 탄화텅스텐, 산화 텅스텐 순으로 차폐성능이 우수한 것으로 나타났다.

감마선 에너지에 따른 납치마의 차폐효과 분석 (A Study on the Apron Shielding Ratio According to Electromagnetic Radiation Energy)

  • 장동근;이상호;최형석;손주철;윤창용;지영식;조용인;이홍제;양승오
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제37권4호
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    • pp.247-252
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    • 2014
  • 의료기관에서 사용되고 있는 전자파 방사선은 매우 다양한 에너지를 사용하고 있으며 연구자에 따라 고에너지의 전자파 방사선이 납치마와 상호작용을 한 후 차폐효과를 얻을 수 있다는 의견과 차폐가 효과가 없을 뿐만 아니라 오히려 피폭을 가중 시킨다는 상반된 의견이 제시되고 있다. 이에 본 연구에서는 몬테칼로 모사를 이용하여 전자파 방사선의 에너지에 따른 납치마의 차폐효과를 분석하고자 하였다. 몬테칼로 모사를 이용하여 전자파 방사선을 10 keV부터 500 keV까지 10 keV 단위로 1 MBq 방출시켜 납차폐체의 유무에 따른 선량차이를 차폐율로 표현한 결과 납차폐체(0.25 mmPb)를 사용하여 차폐를 실시하였을 때 고에너지 전자파 방사선에서 차폐율이 현저히 떨어져 차폐시 오히려 선량이 증가됨을 알 수 있었다.

방사성동위원소 투여 시 차폐기구를 이용한 방사선 피폭 저감 (Reduction of Radiation Dose for Injection of Radioisotope using Shielding Device)

  • 임종남;김형태;천권수
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제13권2호
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    • pp.291-296
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    • 2019
  • 현대의학에서 핵의학 검사는 암의 진단에 많이 이용된다. 방사선 작업종사자가 개봉 방사성동위원소를 사용할 때 방사선 피폭에 노출된다. 환자에게 방사성동위원소를 투여할 때 방사선 작업종사자가 받는 피폭선량을 감소시키는 방법을 연구하였다. 납 차폐소재를 이용하여 연당량 0.2 mmPb, $300mm{\times}500mm{\times}150mm$ 크기로 차폐기구를 제작하였다. 차폐기구의 사용 유무, 실린더를 차폐기구와 함께 사용하였을 때 3가지 실험방법으로 갑상선, 가슴, 생식선의 흡수선량을 나노닷으로 측정하였다. 생식선 위치에서 0.908 mGy가 측정되었고, 실린더와 제작한 차폐기구를 함께 사용하였을 때 20.8% 감소한 0.719 mGy로 가장 큰 피폭 저감이 나타났다. 방사선 작업종사자가 받는 1년 예상 유효선량은 1.223 mSv로 가슴부위가 가장 높았으며 실린더와 차폐기구를 함께 사용하였을 때 0.994 mSv로 감소하였다. 방사성동위원소를 환자에게 투여할 때 제작된 차폐기구만을 사용하여도 방사선 작업종사자의 피폭을 감소시킬 수 있음을 확인하였다.

임산부의 방사선치료 시 태아선량 평가 (Estimation of Fetal Dose during Radiation Therapy of Pregnant Patient)

  • 정치훈;김찬용;김보겸;서석진;유숙현;박흥득
    • 대한방사선치료학회지
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    • 제19권1호
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    • pp.35-41
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    • 2007
  • 목 적: 임산부의 방사선치료시 태아에 조사되는 선량을 알아보고, 임상에 적용가능한 간단한 차폐방법을 적용하여 태아선량이 감소되는 정도를 평가하고자 한다. 대상 및 방법: 본원에 내원한 임신 24주째인 뇌전이 환자를 대상으로 전뇌 방사선치료를 시행하는 동안 태아에 조사되는 선량을 인체 팬톰(Anderson Rando Phantom, Alderson Research Laboratories Inc., USA)을 사용하여 평가하였다. 환자에 대한 치료처방은 일일선량 300 cGy, 10회, 총선량 3000 cGy, 그리고 치료조건은 에너지 6 MV, 조사야크기 $18{\times}22cm^2$이었다. 선량평가는 환자 치료조건과 동일한 상태로 조사야 하단에서 각각 30, 40, 50, 60 cm에서 전리함((TN30013, 0.6 cc Farmer type chamber, PTW Unidos, Germany)을 사용하여 측정하였고, 다음은 환자치료조건과 동일하지만 본원에서 고안한 추가 차폐방법(shielding wall, neck supporter, Pb sheets, acrylic bridge)을 이용하여 태아를 차폐한 다음 위의 측정점과 동일한 위치에서 측정하여 그 차폐효과를 비교 평가 하였다. 또한 추가 차폐한 상태에서 열형광선량계(4000, Harshaw, Solon Technologies Inc., USA)를 사용하여 30, 40, 50, 60, 70 cm 지점에서 측정하여 전리함 측정값과 비교 분석하였다. 결 과: 전리함을 이용하여 측정한 결과 환자가 총선량 3,000 cGy를 받는 동안 태아에 조사될 수 있는 선량은, 추가 차폐가 없는 경우 조사야 하단 30, 40, 50, 60 cm에서 각각 3.20, 3.21, 1.44, 0.90 cGy, 추가 차폐가 있는 경우 0.88, 0.60, 0.35, 0.25 cGy로 추가 차폐를 하였을 경우 하지 않았을 경우보다 약 $70{\sim}80%$의 차폐효과를 얻을 수 있었다. 그리고 열형광선량계 측정결과는 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm) cGy로 나타났다. 이로서 태아가 전 치료 과정중 받을 수 있는 총선량은 1 cGy 이하로 측정되었다. 결 론: 임산부의 방사선치료가 필수적으로 요구될 경우 고려되어야 할 가장 중요한 인자는 태아선량의 최소화가 될 것이다. 방사선장애의 역치선량이 $10{\sim}20cGy$인 것을 감안하면 상기 방법에 의한 임산부의 방사선치료는 이러한 목적에 부합될 뿐만 아니라 사용방법 또한 비교적 용이하다고 생각된다.

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