• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.247-254
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• 2004

신체 심부의 악성종양치료를 위한 6～15 MV의 강력한 에너지의 방사선과 종양만을 조사하기 위한 입체조형치료, 세기 조절방사선치료, 입체적 치료방법 등이 개발됨으로써 방사선의 사출구가 전체 공간으로 확대되고 출력선량도 환자당 5～10 Gy의 과다 선량을 방출하기 때문에 고밀도의 차폐벽이 요구된다. 저자들은 세기조절방사선치료(IMRT)용 고 에너지 선형가속기를 기존건물에 설치하기 위하여 일반 콘크리트와 철, 티타늄등 중금속을 혼합한 고 밀도 차폐벽돌을 제작하여 방어벽을 설계하고 건축된 차폐벽으로부터 투과 산란된 선량을 측정하여 상호 비교하였다. 고 밀도 차폐벽돌을 사용함으로서 기존의 콘크리트(3.5 g/cc)에 비하여 고 에너지의 차폐율 즉 반가층 두께를 약 1/2로 줄일 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제19권4호
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• pp.276-284
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• 2008

전 세계적으로 컴퓨터 단층 촬영 장치(Computed Tomography, CT)의 임상 적용이 환자의 질병의 조기 진단에 매우 중요하게 사용되고 있으며 사용 빈도 또한 매년 급증하고 있다. 새로운 종류의 CT 장치들이 병변을 조기 진단하기 위하여 개발되고 있다. 이 방사선 발생 장치에 의한 환자나 작업 종사자들의 방사선 피폭이 불가피 할 수도 있다. 국내에서는 CT 장치에 대한 구체적인 방사선 방어나 방사선 시설에 대한 구체적인 규정이 확립되어 있지 않다. 본 논문에서는 국내에서의 CT 사용시설에 대한 방사선 방어 시설과 사용 기준에 대한 규정 마련에 토대를 이루기 위하여 외국에서의 CT 장비에 대한 방사선 방어 및 방사선 차폐에 대한 규정을 조사하였다. 조사방법으로는 구글 검색을 이용한 특정 키워드 검색과 방사선 관련 업무를 수행하는 특정 웹사이트를 직접 검색하는 방법을 사용하였다. 검색결과 캐나다, 미국, 영국 등의 국가에서 국가의 실정에 맞는 가이드라인을 사용하고 있었으나, 아직 이중 에너지 CT에 대한 가이드라인은 없는 것으로 나타났다. 한국에서도 국내 실정에 적합한 CT 장비에서의 방사선 방어, 차폐, 환자나 작업종사자 및 일반인에 대한 방사선 피폭에 대한 가이드라인의 설정이 필요하다고 생각된다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권2호
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• pp.153-160
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• 2010

인체의 심장 활동에 의해 발생되는 생체 자기 신호를 심자도(magnetocardio-gram, MCG)라고 부른다. 이러한 생체자기장은 극저온 상태에서 고감도 자장센서인 SQUID(Superconducting QUantum Interference Device)를 사용함으로서 측정할 수 있다. 이 심자도 장비의 냉각장치는 액체 헬륨을 냉매로 사용하며 이 냉매를 보관하는 방법이 장비의 성능을 좌우한다. 액체 저온 듀아가 극저온 4 K에서 초전도 특성을 유지하기 위하여 사용된다. 본 연구에서는 액체 헬륨 듀아의 온도분포 특성이 연구되었다. 본 연구에서 사용된 듀아는 액체헬륨 용량이 30 L이고 5일간 유지된다. 듀아에는 150 K와 40 K의 이중 차폐체가 설치되었다. 열차폐체 끝단에서의 온도가 측정되었으며 전산모델의 해석결과와 비교되었다. 기하 설계 변수에 대한 최적화 기법을 적용하여 냉각장치인 저온 듀아의 열전단율을 최소화하였으며 듀아의 응력분포에 영향을 갖는 설계 기하 변수들의 특성을 연구하였다. 냉각장치의 열해석 및 최적화해석을 위해 유한요소 코드 ANSYS 10을 사용하였다. 저온 듀아에 사용된 전산모델은 열복사에 의한 영향을 최소화 할 수 있는 분야에서 온도 분포를 예측하는데 유용하게 사용될 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제7권2호
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• pp.121-128
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• 1996

수소액화를 위한 직접냉각장치를 개발하고, 이의 성능특성을 시험하였다. 직접냉각장치는 액화용기, 복사쉴드, 저온조와 GM냉동기 등으로 구성하였다. 개발된 액화장치의 cool-down 및 warm-up특성이 상세하게 규명되었다. 본 냉각장치에서 냉각이 시작된지 약 45분 후, 액화용기내의 수소가 액화되기 시작함을 확인하였다. 또한 동일한 실험을 기체헬륨에 대하여 수행하였으며, 기체헬륨은 주어진 작동조건에서 액화되지 않으므로 수소의 경우와는 다른 cool-down 및 warm-up 특성을 보였다. 충전된 기체의 자연대류현상의 영향을 고찰하기 위하여 액화용기내에 진공상태를 유지하면서 시험하였다. 이때 진공상태에서의 액화용기의 냉각시간은 현저히 증가함을 보였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.584-589
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• 2003

차세대관리 종합공정 실증시설 핫셀은 최대 1,385 TBq의 선원의 취급시에도 방사선 선량율을 법규에서 규제하는 허용치 이하로 차폐능을 가질 수 있도록 설계되고 있다. 선량 제한 설계치를 만족시키기 위하여 각 구역에 대한 차폐보강 방안이 수립되었으며, 이의 검증을 위하여 QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 차폐 계산을 수행하여, 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. 핫셀 외벽에 대한 차폐 평가를 수행한 결과, QAD-CGGP 코드에 의한 작업구역에 대한 감마선 평가 결과는 $2.10{\times}10^{-3}$, $2.97{\times}10^{-2}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 $1.60{\times}10^{-3}$, $2.99{\times}10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 $1.01{\times}10^{-2}$, $7.88{\times}10^{-2}$ mSv/h로 평가되었다 중성자에 의한 선량률은 감마선에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내는 것을 알 수 있었으며, 차폐벽의 각종 Penetration 및 Toboggan 경우 부분적인 납 차폐보강이 필요하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.547-553
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• 2017

현재 의료분야에서는 방사선 차폐체로서 납(Pb)이 널리 쓰이고 있다. 하지만 납은 무게가 매우 무거워 납치마 등의 방호복은 장시간 착용이 어려우며, 인체에 치명적인 납 중독의 위험이 상시 가지고 있다는 문제점을 가지고 있다. 이러한 문제점을 해결하고자 납을 대체 할 수 있는 물질에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 현재 납의 대체물질로써 대표적인 바륨(Ba)과 요오드(I) 등은 우수한 차폐능을 가지고 있지만, 30keV 근처의 에너지 영역에서 특성 X선을 방출하는 특성을 가지고 있다. 환자나 방사선 종사자의 경우 차폐체를 인체에 접촉하고 있는 경우가 많으므로 차폐체에서 발생되는 특성 X선이 인체에 직접 조사되어 방사선 피폭을 증가시킬 위험이 매우 높다. 본 연구에서는 바륨(Ba)과 요오드(I)등에서 발생되는 특성 X선을 제거하기에 적절한 이중구조 차폐체를 방사선 수송코드 중 하나인 FLUKA 수송코드를 개발하여 선행연구로서 진행된 MCNPX 시뮬레이션과 비교 분석하여 이중구조 차폐체의 차폐율에 대한 신뢰성을 검증하고자 하였다. MCNPX와 FLUKA를 이용하여 황산바륨($BaSO_4$)과 산화비스무스($Bi_2O_3$)로 이루어진 다양한 두께조합의 이중구조 차폐체를 설계하였으며, IEC61331-1에 제시된 모식도를 기하학적으로 동일하게 시뮬레이션 상에 구현하였다. 또한, 120 kVp의 연속 X선 스펙트럼에 대한 차폐체의 투과스펙트럼과 흡수선량을 납과 비교 평가하였다. 평가결과, $0.3mm-BaSO_4/0.3mm-Bi_2O_3$ 와 $0.1mm-BaSO_4/0.5mm-Bi_2O_3$ 구조에서는 33 keV와 37 keV의 특성 X선을 모두 흡수하였으며, 90 keV 이상의 고에너지 X선에 대해서도 납과 거의 유사한 차폐효율을 보였다. 또한, FLUKA의 수송코드는 33 keV 이하에서는 cut-off 가 발생하여 저에너지 X선 광자에 대한 전산모사에 제약이 있지만, 40 keV 이상의 고에너지 영역에서 MCNPX와의 상대오차가 6 % 이내로 신뢰성이 매우 우수하다는 것을 확인할 수 있었다.