• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2017년도 춘계학술대회
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• pp.179-182
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• 2017

뇌신경계 인터벤션시술은 장시간의 시술로 인해 피부의 수포 탈모 홍반등의 방사선 피폭으로 인한 위해가 빈번히 보고되어 지고 있다. 이에 CT(computed tomography) scan 시 피부 및 방사선 감수성이 예민한 인체의 전방부에 위치한 표적장기의 방사선 피폭을 감소시킬 목적으로 제작된 bismuth 차폐체를 인체공학적인 설계에 의하여 뇌혈관계 인터벤션 시술에 적용함으로써 방사선 감수성이 비교적 예민한 두피의 방사선 피폭 저감화를 위하여 연구를 제안 하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1763-1774
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• 2023

In this study, a series of flexible neutron/gamma shielding composites are fabricated through the doping of Gd₂O₃ into the matrix of SEBS with (M_Gd2O3: M_SEBS) % from 5% to 100%. Neutron transmittance test shows an exponential attenuation with the increase of areal density of Gd, in which the transmittance T ranges from 59.1440% to 35.3026%, with standard deviation less than 2.2743%, mass attenuation coefficient 𝜇_m from 0.3194 cm²/g to 0.4999 cm²/g, and half value layer-HVL value from 2.4530 mm to 1.1313 mm. Shielding efficiency of the Gd₂O₃/SEBS composites is basically improved in comparison with that of B₄C/SEBS. The transmittance T, mass/linear attenuation coefficient 𝜇_m and 𝜇, HVL and effective atomic number Z_eff for the shielding of γ rays (39 keV, 59 keV and 122 keV) are measured and calculated with XCOM as well as MCX programs. Finally, plots of the three dimensional relationships between transmittance, doping amount and thickness are provided to the guidance for engineering shielding design. In summary, the Gd₂O₃/SEBS composite is proved to be an effective flexible neutron/low energy γ rays shielding material, which could be of potential applications in the field of nuclear technology and nuclear engineering.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4329-4334
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• 2023

In this research, a prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) system is designed and constructed based on the use of a low power research reactor. For this purpose, despite the fact that this reactor did not include beam tubes, a thermal neutron beam line is installed inside the reactor tank. The extraction of the beam line from inside the tank made it possible to provide the neutron flux from the order of 106 n.cm^-2.s^-1. Also, because the beam line is installed in a tangential position to the reactor core, its gamma level has been minimized. Also, a suitable radiation shield is considered for the detector to minimize the background radiation and prevent radiation damage to the detector. Calculations and measurements are done in order to characterize this system, as well as spectrometry of several samples. The results of evaluations and experiments show that this system is suitable for performing PGNAA.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권12호
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• pp.1567-1572
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• 2013

방사성동위원소 열전발전기는 장반감기 알파 혹은 베타 핵종에서 방출하는 하전입자를 차폐하여 방사선에너지를 열에너지로 전환하고 이때 발생하는 열전재료의 온도차를 이용하여 전력을 생산하는 시스템이다. 이 기술은 에너지 밀도가 높고 수명이 길며 신뢰성이 높아 우주개발, 국방 등 극한 환경에서 사용되는 장치, 센서 및 로봇 등의 에너지원으로 그 효용성이 매우 높다. 본 연구에서는 방사선 차폐해석 및 열전달 해석을 통하여 차폐체, 그리고 최대 온도구배를 가지는 열전재료의 형상과 배치를 결정하여 열전발전기 기초설계를 도출하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제8권6호
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• pp.333-338
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• 2014

최근 의료 분야에서의 불필요한 피폭을 체계적으로 관리해야 한다는 사회적 요구 증가와 더불어 차폐의 중요성이 대두되고 있는 실정이다. 하지만 현재 상용화된 제품은 다양한 의료방사선 분야보다 세분되어 있지 않다. 이에 본 연구에서는 최적화된 차폐재의 구조를 몬테카를로 시뮬레이션을 활용하여 제시하고자 하였다. 모의 추정 결과, 유방촬영 에너지(30 kVp) 스펙트럼에 대하여 단일 차폐재의 경우 $30{\mu}mPb$, 2 mmAl에서 90% 이상의 차폐율을 확인하였고, 이중차폐 구조에서는 0.03 mmPb와 1 mmAl의 설계 시 효율적인 것으로 판단되었다. 또한, 일반촬영 에너지(80 kVp) 스펙트럼에 대해서는 $340{\mu}mPb$, 30 mmAl에서 90% 이상의 차폐율을 확인하였으며, 이중차폐 구조에서는 0.3 mmPb와 1 mmAl의 설계가 유용할 것으로 사료된다. 이러한 결과는 향후 피폭저감을 위한 맞춤형 상용화 제품 개발에 대한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.524-531
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• 2003

중$\cdot$저준위 방사성폐기물의 유리화 기술은 체적감소비, 유리고화체의 기계적 및 화학적 안전성 등으로 그 유용성이 입증되어 현재 울진 5,6호기에 상용시설의 건설이 추진되고 있다. 유리화시설은 대상폐기물의 높은 방사능 준위로 인해 방사선 안전 설계를 위해서는 차폐해석이 수반되어야 한다. 그러나 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없으므로, 본 연구에서는 유리화 시설의 향후 상세 설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻고자 유리화 실증시설의 구조를 따라 기존의 방사선원항을 이용하여 기기별 선량계산을 통해 방사선 차폐 해석을 수행하였다. 차폐체로서는 경제성과 열저항성이 뛰어난 콘크리트를 고려하였다.

• 한국시뮬레이션학회논문지
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• 제19권4호
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• pp.123-128
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• 2010

본 논문에서는 우주방사능 환경에서 우주방사능/총 누적 방사선량(TID) 및 이에 대한 시스템 영향과 정지궤도 위성 시스템 설계를 Spenvis 를 사용하여 분석하였다. 우주환경에서 정지궤도 위성 시스템이 겪게 될 우주방사선 환경을 포획된 입자, 태양 양성자 그리고 우주선으로 구분하여 각각 NASA AP8, JPL91 그리고 NRL CREME 모델을 사용하여 전산모사하였다. 임무수명기간 동안 전자부품에 계속적으로 피폭되는 전체 방사량을 알루미늄 차단두께의 함수로 나타내었으며, 이 값들은 디지털채널 처리부의 전자부품의 선택기준 및 위성체 또는 구성품의 구조물 두께를 설정할 수 있는 기준으로 제시한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.391-402
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• 2017

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.45-51
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• 2023

During the operation of a nuclear power plant (NPP), the waste reactor vessel closure head (RVCH) that is replaced owing to design or manufacturing defects is buried in a designated area or temporarily stored in a radiation shielding facility within the NPP. In such cases, storing it for extended periods proves a challenge owing to space constraints in the power plant and a safety risk associated with radiation exposure; therefore, dismantling it quickly and safely is crucial. However, not much research has been done on the dismantling of the RVCH in an operational power plant. This study proposes a dismantling process based on the radioactive contamination level measured for the Kori #1 RVCH, which is currently being discarded and stored, and examines the decontamination and cutting according to this process. In addition, the amount of secondary waste and dismantling cost are evaluated, and the dismantling effect of the reactor closure head is analyzed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3317-3323
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• 2022

Half Value Layer calculations theoretically need prior specification of linear attenuation calculations, since the HVL value is derived by dividing ln(2) by the linear attenuation coefficient. The purpose of this study was to establish a direct computational model for determining HVL, a vital parameter in nuclear radiation safety studies and shielding material design. Accordingly, a typical gamma-ray transmission setup has been modeled using MCNPX (version 2.4.0) general-purpose Monte Carlo code. The MCNPX code's INPUT file was designed with two detection locations for primary and secondary gamma-rays, as well as attenuator material between those detectors. Next, Half Value Layer values of some well-known gamma-ray shielding materials such as lead and ordinary concrete have been calculated throughout a broad gamma-ray energy range. The outcomes were then compared to data from the National Institute of Standards and Technology. The Half Value Layer values obtained from MCNPX were reported to be highly compatible with the HVL values obtained from the NIST standard database. Our results indicate that the developed INPUT file may be utilized for direct computations of Half Value Layer values for nuclear safety assessments as well as medical radiation applications. In conclusion, advanced simulation methods such as the Monte Carlo code are very powerful and useful instruments that should be considered for daily radiation safety measures. The modeled MCNPX input file will be provided to the scientific community upon reasonable request.