• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제45권6호
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• pp.523-529
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• 2022

Gamma spectroscopy analysis is widely used for radioactivity analysis, and various factors are required for radioactivity calculations. Among the factors, K3 for each sample significantly influences the results. The previous methods of correcting the self-absorption effect include a computational simulation method and a method that requires making a CRM(certified reference material) identical to the sample medium. However, the above methods have limitations when used in small institutions because they require specialized program utilization skills or high manufacturing costs and large facilities. The aim of this study is to develop a method that can be easily and rapidly applied to radioactivity analysis. After filling the beaker with water, we placed the radiation source in a uniform position and used the measured value as the benchmark. Next, a correction factor was derived based on the difference in the radiation source count of the benchmark and the identically measured sample. For the radiation source, Eu-152, which emits a broad range of energy within the measurement range of gamma rays, and Cs-134 and Cs-137, which are indicator nuclides in environmental radiation analysis, were used. The sample was selected within the density range of 0.26-2.11 g/cm³, and the correction factor was derived by calculating the count difference of each sample compared to the reference value of water. This study presents a faster and more convenient method than the existing research methods for determining the self-absorption effect correction, which has become increasingly necessary.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1431-1438
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• 2022

In this study, natural radioactivity concentrations and dosimetric values of fly ash samples were evaluated for the landfill area of the coal-fired power plant (CFPP) complex at Binh Thuan, Vietnam. The average activity concentrations of ²³⁸U, ²²⁶Ra, ²³²Th and ⁴⁰K were 93, 77, 92 and 938 Bq kg^-1, respectively. The average results for radon dose, indoor external, internal, and total effective dose equivalent (TEDE) were 5.27, 1.22, 0.16, and 6.65 mSv y^-1, respectively. The average emanation fraction for fly ash were 0.028. The excess lifetime cancer risks (ELCR) were recorded as 20.30×10^-3, 4.26×10^-3, 0.62×10^-3, and 25.61×10^-3 for radon, indoor, outdoor exposures, and total ELCR, respectively. The results indicated that the cover of shielding materials above the landfill area significantly decreased the gamma radiation from the ash and slag in the ascending order: Zeolite < PVC < Soil < Concrete. Total dose of all radionuclides in the landfill site reached its peak at 19.8 years. The obtained data are useful for evaluation of radiation safety when fly ash is used for building material as well as the radiation risk and the overload of the landfill area from operation of these plants for population and workers.

• International Journal of Contents
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• 제16권2호
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• pp.102-108
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• 2020

The purpose of this study was to estimate and analyze the potential radiation dose that the future visitors and the cleaning staff will be exposed to when the KRR-1 reactor is converted into a memorial hall. The radiation doses were estimated using the RESRAD-BUILD software, where case, building, receptor, shielding, and source parameters were applied as the input data. Also, the basic data for the assessment of the radiation doses were determined in an indirect manner using the data on the waste generated during the decommissioning process of the reactor. The assessment results indicate that the potential radiation dose to the visitors and the cleaning staff will be less than 1 mSv, the annual dose limit for the general public. However, if anyone for a significant period of time is close to the reactor, the overall dose will increase. The radiation dose for the future visitors and the cleaning staff was determined to be lower than the annual dose limit for the general public. Given such a risk, systematic measures, such as periodic monitoring or limiting hours, are imperative.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2017년도 추계학술대회
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• pp.714-715
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• 2017

일본 후쿠시마 원전 사고로 해양에 많은 방사능이 누출되면서 해양 방사선 탐지에 대한 많은 관심이 고조되었다. 본 논문에서는 해양에서 방사선 탐지를 위한 MCNP 시뮬레이션을 하였다. 공기중과 달리 해양환경은 수심, 온도, 압력, 염분 등으로부터 센서의 안정성을 확보해야한다. 또한, 해양환경에서는 방사선이 많이 차폐된다. 따라서 방사선 차폐율이 낮은 하우징을 선택하는 것이 목적이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권1호
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• pp.93-98
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• 2008

Several adhesive tapes have been studied in terms of their suitability for securing gold wires into positions for neutron flux measurements in the reactor core and irradiation facilities surrounding the core of the Open Pool Australian Light water (OPAL) reactor. Gamma ray spectrometry has been performed on each irradiated tape in order to identify and quantify activated components. Numerous metallic impurities have been identified in all tapes. Calculations relating to both the effective neutron shielding properties of the tapes and the error in measurement of the $^{198}Au$ activity caused by superfluous activity due to residual tape have been made. The most important identified effects were the prolonged cooling times required before safe enough levels of radioactivity to allow handling were reached, and extra activity caused by residual tape when measured with an ionisation chamber. Knowledge of the most suitable tape can allow a minimal contribution due to these effects, and the use of gamma spectrometry in preference to ionisation chamber measurements of the flux wires is shown to make all systematic errors due to the tape completely negligible.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.255-269
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• 2023

Compared to operational wastes, nuclear power plant (NPP) decommissioning wastes are generated in larger quantities within a short time and include diverse types with a wider range of radiation characteristics. Currently used 200 L drums and IP-2 type transport containers are inefficient and restrictive in packaging and transporting decommissioning wastes. Therefore, new packaging and transport containers with greater size, loading weight, and shielding performance have been developed. When transporting radioactive materials, radiological safety should be assessed by reflecting parameters such as the type and quantity of the package, transport route, and transport environment. Thus far, safety evaluations of radioactive waste transport have mainly targeted operational wastes, that have less radioactivity and a smaller amount per transport than decommissioning wastes. Therefore, in this study, the possible radiation effects during the transport from NPP to disposal facilities were evaluated to reflect the characteristics of the newly developed containers and decommissioning wastes. According to the evaluation results, the exposure dose to transport workers, handling workers, and the public was lower than the domestic regulatory limit. In addition, all exposure dose results were confirmed, through sensitivity analysis, to satisfy the evaluation criteria even under circumstances when radioactive materials were released 100% from the container.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.1-11
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• 2004

한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ 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/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제19권1호
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• pp.1-8
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• 2008

테크니슘$(^{99m}Tc)$은 현재 핵의학 분야에서 진단용 방사선원으로 가장 널리 쓰이고 있는 방사성 동위원소 중 하나이다. 일반적으로 테크니슘은 $^{99m}Tc$ Generator라 불리는 장치 안에서 모핵종인 $^{99}Mo$의 붕괴를 통해 생산되는데, $^{99}Mo$과 $^{99m}Tc$에서 비교적 높은 방사선을 방출하기 때문에 이를 차폐하기 위하여 주로 납으로 제작되어 있다. 본 논문에서는 국내에서 비교적 사용 빈도가 높고 교정 방사능이 500 mCi인 일본 제품을 대상으로, 최대 방사능량 적제조건에서 차폐용기 표면으로부터 10 cm, 100 cm에서 각각 2.0 mSv/h, 0.02 mSv/h를 초과하지 않아야 한다는 국내 법적 제한치를 만족시키는지 여부를 GEANT4를 이용하여 시뮬레이션하였다. 계산 결과 용기 밖으로 방출되는 방사선량이 법적 기준치를 초과하지 않는 것으로 나타났다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제14권8호
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• pp.233-242
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• 2014

본 논문에서는 전산화 단층검사 시 방사선 투과 물질로 방사선량을 흡수하여 피폭 선량을 감소시키는 물질로 알려진 차폐용 Bismuth(비스무스)와 CARE kV(Automated Dose-Optimized Selection of X-ray Tube Voltage)을 사용하여 유용성을 평가하였다. 방사선 감수성이 높은 기관인 수정체(안와), 갑상선, 가슴(유방), 생식기의 선량 감소 효과와 각 기관의 심부선량 차폐 효과를 평가하기 위해 Rando Phantom과 유리 선량계를 이용하여 Bismuth 사용 전 후와, CARE kV의 적용에 따른 선량 감소 효과를 비교해 보았다. 그 결과, 뇌혈관 검사 시 CARE kV을 단독 설정한 검사 방법의 선량이 가장 적었으며, CARE kV 사용여부에 따라 63%의 선량 감소 효과가 있었다. 경동맥 검사 시 CARE kV+Bismuth의 설정 방법에서 선량이 13% 증가하였다. 심혈관 검사 시 CARE kV+Bismuth의 설정 방법이 31% 선량 감소 효과가 있었다. 하지 혈관 검사 시 Bismuth 전체의 설정 방법이 가장 선량이 적게 측정되었지만, 영상 평가 기준에 부적합 하였다. CARE kV을 설정한 검사 방법과는 약 9%의 선량 감소 효과가 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권1호
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• pp.31-37
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• 2007

하나로와 동위원소 생산시설을 활용하여 비파괴검사용 $^{192}Ir$ 미세초점선원의 생산기술을 개발하였고 현장적용시험을 통하여 개발된 제품의 성능을 확인하였다. 직경 0.5 mm ${\times}$ 높이 0.5 mm인 선원의 개발을 위해 알루미늄 캡슐 압착 방법 및 장치를 개발하여 표적을 제작하였으며, 하나로를 이용한 방사능 생성량을 평가한 결과 약 3.0 Ci 방사능의 선원 제조가 가능함을 확인하였다. 또한 컴퓨터 CPU 및 탄소강에 대한 비파괴검사를 실시하여 투과도계 감도 및 기하학적 불선명도가 비교 대상 선원에 비해 우수함을 확인하였다. 이 선원의 초점크기는 기존의 선원에 비해 매우 작기 때문에 근접 및 접촉촬영과 튜브-튜브시트 용접부의 비파괴검사에 있어 기하학적 불선명도를 최소화 할 수 있을 것이다.