• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.446.2-446.2
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• 2003

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.480-481
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• 2018

• Journal of Astronomy and Space Sciences
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• 제18권2호
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• pp.153-162
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• 2001

본 논문에서는 아리랑 2호가 운용될 궤도의 우주방사능 환경 및 total ionizing dose(TID) 영향에 대하여 분석하였다. 포획된 양자의 경우 SAA(South Atlantic Anomaly) 지역에 집중되어 있음을 알 수 있었으며, TID에 영향을 미치는 우주 방사능은 포획된 양자 및 전자와 태양양자임을 알 수 있었다. 저 에너지 입자는 알루미늄 차단 구조물을 이용하여 방사능 영향을 효과적으로 차단할 수 있음을 알 수 있었으나, 고 에너지 입자의 경우 구조물의 두께를 증가하여도 방사능 영향을 효과적으로 차단할 수 없음을 알 수 있었다. 아리랑 2호의 임무수명기간 동안 전자부품에 계속적으로 피폭되는 전체 방사량을 알루미늄 차단두께의 함수로 나타내었으며, 이 값들은 아리랑 2호의 전자부품의 선택기준 및 위성체 또는 구성품의 구조물 두께를 설정할 수 있는 기준으로 제시하였다.

• 한국전자파학회논문지
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• 제25권7호
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• pp.767-773
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• 2014

본 논문에서는 무한 도체 평판의 슬릿 부근에 도체판을 부가하여 슬릿으로 침투하는 전자파의 저감 특성을 검토하였다. 이론 해석에는 FDTD 법을 사용하였으며, 부가 도체판의 형상 및 길이, 간격, 두께의 변화에 따른 침투 전계의 특성을 계산하여 부가 도체판의 구조 변화가 침투 전자파의 저감 특성 및 차폐 효과 특성에 미치는 영향을 고찰하였다. 그 결과, 부가 도체판의 구조 변화에 따라 차폐 효과, 침투 전계의 특성이 변화하는 것을 관찰할 수 있었고, 침투 전계를 최소로 하는 부가 도체판의 최적 구조가 있음을 확인할 수 있었다.

• 한국전자파학회논문지
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• 제30권4호
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• pp.324-327
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• 2019

본 논문에서는 확산과 슬롯 효과를 고려한 도체 판의 저주파수 자기장 차폐효과를 수치해석과 해석적인 해를 통해 분석하였다. 도체 판의 전도율이 낮은 경우에는 확산에 의한 투과가 지배적이며, 전도율이 높거나 주파수가 높아지면 표피효과로 인해 확산에 의한 투과는 줄어들고, 슬롯이 있는 경우 슬롯에 의한 투과가 우세함을 확인하였다. 이러한 결과는 향후 고출력 전자파 방호시설의 자기장 차폐설계 및 평가기준에 대한 가이드라인으로 활용될 수 있다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.45-53
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• 2019

본 연구는 의료용 선형가속기 시설을 차폐하는 콘크리트에 대한 중성자 방사화 연구로써, 일반 콘크리트와 저 방사화 콘크리트를 비교 분석하였다. 실험 방법은 MCNPX (Ver. 2.5.0)와 FISPACT-2010를 사용하여 모의실험을 진행하여, 광자선과 중성자선에 대한 차폐능을 산정하고 중성자 방사화 평가를 진행하였다. 그 결과 차폐능은 일반 콘크리트에서 20~50 cm 효율적이였으며, 방사화 평가의 경우 저 방사화 콘크리트에서 방사능이 낮게 계산되었으나, 모두 자체처분허용 농도를 초과하지 않는 수준으로 산정되었다. 이를 종합적으로 분석한 결과 일반 콘크리트를 사용하는 것이 효율적인 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.3073-3084
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• 2022

The propagation of radiation source uncertainties in spent nuclear fuel (SNF) cask shielding calculations is presented in this paper. The uncertainty propagation employs the depletion and source term outputs of the deterministic code STREAM as input to the transport simulation of the Monte Carlo (MC) codes MCS and MCNP6. The uncertainties of dose rate coming from two sources: nuclear data and modeling parameters, are quantified. The nuclear data uncertainties are obtained from the stochastic sampling of the cross-section covariance and perturbed fission product yields. Uncertainties induced by perturbed modeling parameters consider the design parameters and operating conditions. Uncertainties coming from the two sources result in perturbed depleted nuclide inventories and radiation source terms which are then propagated to the dose rate on the cask surface. The uncertainty analysis results show that the neutron and secondary photon dose have uncertainties which are dominated by the cross section and modeling parameters, while the fission yields have relatively insignificant effect. Besides, the primary photon dose is mostly influenced by the fission yield and modeling parameters, while the cross-section data have a relatively negligible effect. Moreover, the neutron, secondary photon, and primary photon dose can have uncertainties up to about 13%, 14%, and 6%, respectively.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.349-356
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• 2022

Nuclear power plant decommissioning generates significant concrete waste, which is slightly contaminated, and expected to be classified as clearance concrete waste. Clearance concrete waste is generally crushed into rubble at the site or a satellite treatment facility for practical disposal purposes. During the process, workers are exposed to radiation from the nuclides in concrete waste. The treatment processes consist of concrete cutting/crushing, transportation, and loading/unloading. Workers' radiation exposure during the process was systematically studied. A shielding package comprising a cylindrical and hexahedron structure was considered to reduce workers' radiation exposure, and improved the treatment process's efficiency. The shielding package's effect on workers' radiation exposure during the cutting and crushing process was also studied. The calculated annual radiation exposure of concrete treatment workers was below 1 mSv, which is the annual radiation exposure limit for members of the public. It was also found that workers involved in cutting and crushing were exposed the most.

• 방사선산업학회지
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• 제17권4호
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• pp.443-449
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• 2023

KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute) is conducting research and development of large-scale radiation generators and the latest radiation measuring instruments. In particular, research and development of security screening equipment using an electron beam accelerator and a neutron generator is in progress recently. Globally, 20 ft containers are used to transport imports and exports, and electron beam accelerators are radiation sources to measure the shape of the material inside the container during customs inspections in each country. KAERI is developing a device that can use an electron beam accelerator and a neutron generator sequentially to grasp the shape of various materials as well as the location of the internal target material. In this study, when using the neutron generator, the radiation dose and the degree of activation by neutron for the facility and surrounding environment, facility equipment were simulated using MCNP and FISPACT code. As a result, the shielding structures inside and outside the radiation control area were satisfactory to the reference level established conservatively based on the Korean Nuclear Act.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제12권1호
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• pp.34-39
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• 1987

X-선 발생장치 시설에 대한 방사선 차폐해석은 두가지 측면에서 고려된다. 먼저 1차 방사선과 누설방사선에 의한 영향을 고려하여야 하며 본 연구에서는 NCRP-49 및 51에 제시된 방법을 사용하였다. 둘째, 시설의 미로 출입구에서는 산란방사선에 의한 영향이 보다 중요한데, 본연구에서는 이 영향을 평가하기 위하여 Albedo 개념을 근거로 한 단순한 방법이 제시되었고, 이를 토대로 계산된 결과를 컴퓨터 코-드(MORSE-CG)의 계산치 및 실측된 결과와 비교하였다. 본 연구에서 제시된 방법에 의한 결과는 미로출입구 안쪽의 경우에 대한 해석에서는 약간의 오차를 보이고 있으나 미로출입구 문바깥에서는 비교적 잘 일치한다. 여기서 출입문바깥의 경우에 대한 해석이 방사선방어 측면에서 보다 중요하다는 관점에서 볼 때 이 방법은 의료용 또는 산업용의 X-선 및 감마선시설의 차폐설계 및 해석에 응용될 수 있을 것이라고 판단된다.