• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제21권2호
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• pp.232-237
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• 2010

본 연구에서는 의학영상장치의 방사선에너지스펙트럼과 중원자번호 물질의 방사선흡수특성을 이용하여 경량 재질의 무납차폐체를 개발하였다. 개발된 차폐체는 중량비율로 주석 34.1%, 안티몬 33.8%, 요오드 26.8%와 Polyisoprene 5.3%를 혼합하여 가로$\times$세로$\times$두께 $200{\times}200{\times}1.5\;(mm^3)$로 제작되었으며 밀도는 $3.2\;g/cm^3$이다. 무납차폐체의 무게는 표준납차폐체 무게의 84%로 연당량 0.42 mm에 해당되며, 제작된 무납차폐체는 일차선과 산란선에 대해 표준납차폐체(연당량 0.5 mm 두께)의 투과율과 비교하였다. 일차선 에너지는 50 kVp에서 20 kVp씩 증가하여 110 kVp까지 조사 되었으며, 표준납 차폐체의 투과율은 0.1%, 0.9%, 3.2%, 4.8%였고, 무납차폐체는 각각 0.3%, 0.6%, 2.0%, 4.2%를 보였으며, 오차는 ${\pm}0.1$%이었다. 표준납차폐체와 동등한 연당량의 무납차폐체의 투과율은 각각 0.1%, 0.3%, 1.0%와 2.4%로 저에너지에서는 납과 동일한 감쇠를 나타내었으나 높은 에너지영역 에서는 납의 30~50%의 투과율로 측정되어 차폐효과가 뛰어남을 알 수 있었다. 인체팬텀의 측방산란선에 대한 비교결과는 표준납차폐체가 2.4%, 2.5%, 4.2%, 5.1%를 보였고, 무납차폐체는 각각 2.4%, 3.3%, 4.6%와 5.9%이며 각 오차는 ${\pm}0.2%$였다. 혼합성분의 무납차폐체의 연당량을 표준납차폐체까지 올리는 경우 낮은 에너지에서 뿐만 아니라 높은 에너지 영역에서 납에 비해 월등히 감쇠효과가 있음을 주장하며, 방사선구역의 특성에 따라 경량의 차폐체를 이용함으로써 방사선피폭을 효과적으로 차폐할 수 있을 것이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제42권6호
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• pp.447-454
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• 2019

In order to improve and supplement the shielding method for electron beam treatment, we designed a patient-specific shielding method using a 3D printer, and evaluated the usefulness by comparing and analyzing the distribution of electron beam doses to adjacent organs. In order to treat 5 cm sized superficial tumors around the lens, a CT Simulator was used to scan the Alderson Rando phantom and the DICOM file was converted into an STL file. The converted STL file was used to design a patient-specific shield and mold that matched the body surface contour of the treatment site. The thickness of the shield was 1 cm and 1.5 cm, and the mold was printed using a 3D printer, and the patient customized shielding block (PCSB) was fabricated with a cerrobend alloy with a thickness of 1 cm and 1.5 cm. The dosimetry was performed by attaching an EBT3 film on the surface of the Alderson Rando phantom eyelid and measuring the dose of 6, 9, and 12 MeV electron beams on the film using four shielding methods. Shielding rates were 83.89%, 87.14%, 87.39% at 6, 9, and 12 MeV without shielding, 1 cm (92.04%, 87.48%, 86.49%), 1.5 cm (91.13%, 91.88% with PSCB), 92.66%) The shielding rate was measured as 1 cm (90.7%, 92.23%, 88.08%) and 1.5 cm (88.31%, 90.66%, 91.81%) when the shielding block and the patient-specific shield were used together. PCSB fabrication improves shielding efficiency over conventional shielding methods. Therefore, PSCB may be useful for clinical application.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회A
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• pp.1585-1589
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• 2007

The HANARO, a 30 MW multi-purpose research reactor in Korea, will be equipped with a neutron guide system, in order to transport cold neutrons from the neutron source to the neutron scattering instruments in the neutron guide hall near the reactor building. The neutron guide system of HANARO consists of the in-pile plug assembly with in-pile guides, the primary shutter with in-shutter guides, the neutron guides in the guide shielding room with dedicated secondary shutters, and the neutron guides connected to the instruments in the neutron guide hall. The functions of the in-pile plug assembly are to shield the reactor environment from a nuclear radiation and to support the neutron guides and maintain them precisely oriented. The primary shutter is a mechanical device to be installed just after the in-pile plug assembly, which stops neutron flux on demand. This paper describes the mechanical design of the in-pile plug assembly and the primary shutter for the neutron guide system at HANARO. The design of the guide shielding assembly for the primary shutter and the neutron guides is also presented.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1009-1014
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• 2023

Muon tomography is a useful method for monitoring special nuclear materials (SNMs) such as spent nuclear fuel inside dry cask storage. Multiple Coulomb scattering of muons can be used to provide information about the 3-dimensional structure and atomic number(Z) of the inner materials. Tomography using muons is less affected by the shielding material and less harmful to health than other measurement methods. We developed a muon detector for muon tomography, which consists of a plastic scintillator, 64 long wavelength-shifting (WLS) fibers attached to the top of the plastic scintillator, and silicon photomultipliers (SiPMs) connected to both ends of each WLS fiber. The muon detector can acquire X and Y positions simultaneously using a position determination algorithm. The design parameters of the muon detector were optimized using DETECT2000 and Geant4 simulations, and a muon detector prototype was built based on the results. Spatial resolution measurement was performed using simulations and experiments to evaluate the feasibility of the muon detector. The experimental results were in good agreement with the simulation results. The muon detector has been confirmed for use in a muon tomography system.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.148-154
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• 1985

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권4호
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• pp.185-197
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• 1971

1950년대의 미국 General Atomic사에서 열출력 100 kw로 설계, 제작하여 1962년 3월에 건조완료한 TRIGA Mark-II원자로는 1969년 7월에 250 kw로 출력 증강되었으나 방사선차폐는 보강되지 않았다. 본 논문에서의 계산에 의하면 출력 증강후 현재의 차폐물로도 중성자에 대하여는 확실히 안전하지만 Gamma선에 대해서는 위험하다는 것이 판명되었다. 원자로의 구조와 출입인 및 실험종사자들의 위치로 보아 차폐물의 안전도 검토는 수평방향에 한하였고, 또 정확을 기하기 위하여 중성자와 Gamma선의 투과문제를 나누어 검토하였다. 이를 근거로 하여 이론적인 측면에서 본 콘크리트의 보강을 요하는 두께도 산출하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제19권1호
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• pp.13-22
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• 1994

CANDU 6 중수형 원자로 운전중에 Calandria Shell내에서 발생하는 $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포와 CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐구조에서의 방사선 선량률을 계산하기 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 MCNP 4.2 코드를 사용하였다. 계산결과, Mainshell, Annular Plate와 Subshell내 의 열중성자속분포는 $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$로 나타났고, 이는 DOT 4.2 코드의 계산결과와 비교해 볼 때 약간 큰 값들의 분포를 보여주고 있다. 이 계산결과의 응용으로서 작업자 접근가능지역 (Worker Accessible Areas)에서의 감마선량률을 계산해본 결과 설계목표치인 $6{\mu}Sv/h$보다 낮은 값을 주는 것으로 나타났다. $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포에 대한 MCNP 4.2 코드의 계산결과는 CANDU 6형 원자로의 방사선 차폐해석에 중요한 자료로 널리 이용될 수 있을 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.80-90
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• 1993

원자력발전소에는 방사선 차폐체를 통한 수 많은 관통부들이 존재하며. 이를 통한 방사선 스트리밍의 해석은 발전소 작업자들의 방호를 위한 차폐 설계에 있어 중요한 고려사항 중 하나이다. 본 연구에서는 관통부 중 주종을 이루는 콘크리트 벽체 내 원통형 직관통부로 단방향. 단일 에너지의 감마선 면선원에 의한 방사선 스트리밍 해석을 위하여 몬테칼로방법에 따른 전산 프로그램을 개발하였으며, 이를 사용하여 여러 경우의 감마선원 에너지와 입사각. 관통부의 반경과 길이에 대하여 관통부 출구에서의 평균 선량을 계산하여 그 결과를 라이브러리화 하였다 또한. 이를 이용하여 등방향 점선원에 대하여 적절히 근사할 수 있음을 보임으로서 임의의 감마선원 분포에 대하여 짧은 전산시 간으로 정확한 결과를 구할 수 있는 방법을 제공하였다.