• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권4호
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• pp.1210-1217
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• 2023

The assessment of radiation fields in the lithium loop pipes and dump tank during the operation were performed for International Fusion Materials Irradiation Facility - DEMO-Oriented NEutron Source (IFMIF-DONES) in order to obtain the radiation dose-rate maps in the component surroundings. Variance reduction techniques such as weight window mesh (produced with the ADVANTG code) were applied to bring the statistical uncertainty down to a reasonable level. The biological dose was given in the study, and potential shielding optimization is suggested and more thoroughly evaluated. The MCNP Monte Carlo was used to simulate a gamma particle transport for radiation shielding purposes for the current Li Systems' design. In addition, the shielding efficiency was identified for the Impurity Control System components and the dump tank. The analysis reported in this paper takes into account the radiation decay source from and activated corrosion products (ACPs), which is created by d-Li interaction. As a consequence, the radiation (resulting from ACPs and Be-7) shielding calculations have been carried out for safety considerations.

• 한국정밀공학회지
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• 제18권2호
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• pp.177-185
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• 2001

This study shows the process design and forming analysis of permalloy shielding can that support the automobile multi-display parts to indicate the accurate information of car. This study is particularly important, since the strain and thickness of permalloy shielding can is known to affect the magnetic properties such as coercivity and permeability quite thickness of permalloy shielding can is known to affect the magnetic properties such as coercivity and permeability quite sensitively. The objective functions are strain and thickness deviation. The punch radius, die radius and blank holding force are considered as design parameters. Orthogonal array (OA) table and characteristics are applied to neural network (NN) as train data. After training, the optimal and robust condition of design parameters is selected. This study shows the correlation between the design methodology of NN and the statistical design of experiments (DOE) approach.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1456-1463
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• 2022

The aim of this work is to study the radiation shielding properties of cement samples with waste glass incortated into its composition. The mass attenuation coefficient (MAC) of the samples were experimentally determined to evaluate their radiation shielding ability. The experimental coefficient was evaluated using NaI detector for gamma energies between 59.53 keV and 1408.01 keV using different radioactive point sources Am-241, Eu-152, Co-60, and Cs-137, and the gamma transmission parameters half-value layer, mean free path, and transmission factor were calculated. The theoretical coefficient of the composites was determined using Geant4 and XCOM software. The results were also compared against Geant4 and XCOM simulations by calculating the relative deviation between the values to determine the accuracy of the results. In addition the mechanical properties (including Compressive and porosity) as well as the thermogravimetric analysis were tested for the present samples. Overall, it was concluded that the cement sample with 50% waste glass has the greatest shielding potential for radiation shielding applications and is a useful way to reuse waste glass.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제24권6호
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• pp.154-159
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• 2010

본 논문에서는 0.1[Hz]에서 60[Hz]의 저주파 자기장을 차폐할 수 있는 경량의 자기차폐실을 설계하고, 차폐실을 제작하여 차폐율을 측정하였다. 자기차폐실의 크기는 산업용 측정기기가 들어갈 수 있는 3.0[m](W)$\times$ 3.0[m](L)$\times$3.0[m](H)로 하였으며, 투자율이 높은 자성체의 직류차폐와 교류차폐특성, 도전성물질의 와전류에 의한 차폐율을 계산하였고, 설계된 결과로부터 차폐실의 구조 값을 구하였다. 설계된 차폐실의 타당성을 검토하기 위하여 저주파 차폐실을 제작하고 차폐율을 측정하여 계산값과 비교하였다. 측정결과는 0.1[Hz]에서 5배 이상의 차폐율을 만족하였고, 60[Hz]에서는 86배였다. 따라서 본 논문에서 제작한 자기차폐실은 저주파 자기차폐실로 사용할 수 있을 것으로 생각된다.

• 한국건축시공학회지
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• 제20권2호
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• pp.129-135
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• 2020

핵 및 방사능전 상황에서 방사선에 의한 인명피해를 줄이기 위한 방안으로서 유개호에 자철석이 포함된 중량 콘크리트의 적용 가능성을 확인해보았다. 이에 본 연구에서는 자철광 콘크리트의 방사선 차폐효과를 분석하기 위하여 감마선원을 사용하여 차폐실험을 진행하였고 실험조건과 동일한 몬테칼로 모델링도 하였다. 그 결과 자철광의 함량이 증가할수록 감마선에 대한 차폐효과가 향상됨을 확인할 수 있었다. 향후 자철광 콘크리트가 군사적 목적의 시설물에 적용될 경우 방사선 차폐 측면에서 효과를 얻을 수 있을 것이라 기대한다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제43권4호
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• pp.259-264
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• 2020

Radiation causes radiation hazards in the human body. In Korea, a case of radiation necrosis occurred in 2014. In this study, the scatter and shielding efficiency according to lead shielding were classified into epidermis and dermis for 0.511 MeV used in nuclear medicine. In this study, experiments were conducted using the slab phantom that represents calibration and the dose of human trunk. Experimental results showed that the shielding rate of 0.25 mmPb was 180% in the epidermis and 96% in the dermis. Shielding at 0.5mmPb showed shielding rates of 158%in the epidermis and 82% in the dermis. As a result of measuring the absorbed dose by subdividing the thickness of the dermis into 0.5 mm intervals, when the shielding was carried out at 0.25 mmPb, the dose appeared to be about 120% at 0.5 mm of the dermis surface, and the dose was decreased at the subsequent depth. Shielding at 0.5 mmPb, the dose appeared to be about 101% at the surface 0.5 mm, and the dose was measured to decrease at the subsequent depth. This result suggests that when lead aprons are actually used, the scattering rays would be sufficiently removed due to the spaces generated by the clothes and air, Therefore, the scattered ray generated from lead will not reach the human body. The ICRU defines the epidermis (0.07), in which the radiation-induced damage of the skin occurs, as the dose equivalent. If the radiation dose of the dermis is considered in addition, it will be helpful for the evaluation of the prognosis for radiation hazard of the skin.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권4호
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• pp.565-572
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• 2019

본 연구에서는 야외 방사선투과검사 시 방사선작업종사자의 맞춤형 차폐체 제작을 위해 3D 프린터 필라멘트의 재질 및 두께에 대한 차폐 분석을 수행하였다. MCNPX를 이용한 모의 모사를 통해 복셀 선원 $^{192}Ir$, $^{75}Se$를 선택 후 ICRU Slab Phantom에 차폐체를 부착하고, 선원과 Slab Phantom의 거리를 100 cm으로 설정하였다. 12 개의 차폐물질에 대하여 차폐물질이 없는 경우부터 200 mm 까지 5 mm 단위로 나누어 각 차폐물질별 단위 질량 당 흡수되는 에너지를 평가하였다. 그 결과 모든 방사선투과검사용 감마선원에서 ABS + Tungsten, ABS + Bismuth, PLA + Copper, PLA + Iron 순으로 차폐 효과가 높은 것으로 나타났다. 그러나 납에 비해서는 다소 낮은 차폐 효과를 보였다. 향후 본 연구를 토대로 원자번호와 밀도가 높은 필라멘트 재료에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제21권2호
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• pp.431-436
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• 2021

본 연구는 자기공명검사실 내 전자기파가 나오는 부속장치를 대상으로 새로운 차폐방법을 적용하여 전자기파로 인한 인공물의 발생을 방지하고자 하였다. 연구방법은 차폐 기술이 적용되지 않은 환자 감시용 CCTV에 metal plating fiber 섬유로 제작된 새로운 차폐체를 적용하여, CCTV의 전원을 차단한 경우(type I)를 기준으로 전원을 차단하지 않은 경우(type II)와 차단하지 않은 상태에서 새로운 차폐 기술을 적용한 경우(type III)를 noise map을 획득하여 비교평가 하였다. 연구 결과, 유의한 차이가 존재하는 집단이 하나 이상 존재함을 알 수 있었으며 이를 바탕으로 사후분석을 시행한 결과 type I과 type III는 집단 1로 type II는 집단 2로 나타나 기준인 CCTV의 전원을 차단한 경우와 새로운 차폐 기술을 적용한 경우가 동일집단 임을 알 수 있었다. 결론적으로 검사실 내에서 추가적인 부속장치로 인해 전자기파가 발생할 경우 본 연구가 제시한 차폐체를 적용한다면 noise가 발생하지 않는 type I과 동일한 상태를 만들 수 있어 전자기파로 인한 인공물의 발생을 방지할 수 있으리라 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제18권1호
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• pp.11-20
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• 2024

최근 인터벤션의 중요성이 증가한 만큼 시술을 수행하는 의료진의 건강에 대한 관심이 높아지고 있다. 기존의 방사선 차폐 기구는 시술자의 동선을 제한하고 감염의 위험으로 인해 적절하게 사용되지 못했으며 시술자의 생식선과 나아가 시술실 전체 영역의 적절한 방사선 차폐가 이루어지지 못했다. 시술 시 사용되는 팔꿈치 지지대에 차폐체(bismuth)를 부착하여 보조 차폐 기구를 제작하였고 방사선 차폐 효과를 측정하였다. 측정 결과, 평균 공간 선량률이 약 64.8% 감소하였으며 독립표본 T검정 분석 결과 유의확률 이하(p<0.05)로 통계학적으로 유의미하게 나타났다. 보조 차폐 기구의 사용은 시술자의 생식선 차폐 및 시술실 전체 영역의 방사선 공간 선량률을 감소시킬 수 있는 효과적인 차폐 방법으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권4호
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• pp.547-556
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• 2014

Korea expects a shortage in storage capacity for spent fuels at reactor sites. Therefore, a need for more metal and/or concrete casks for storage systems is anticipated for either the reactor site or away from the reactor for interim storage. For the purpose of interim storage and transportation, a dual purpose metal cask that can load 21 spent fuel assemblies is being developed by Korea Radioactive Waste Management Corporation (KRMC) in Korea. At first the gamma and neutron flux for the design basis fuel were determined assuming in-core environment (the temperature, pressure, etc. of the moderator, boron, cladding, $UO_2$ pellets) in which the design basis fuel is loaded, as input data. The evaluation simulated burnup up to 45,000 MWD/MTU and decay during ten years of cooling using the SAS2H/OGIGEN-S module of the SCALE5.1 system. The results from the source term evaluation were used as input data for the final shielding evaluation utilizing the MCNP Code, which yielded the effective dose rate. The design of the cask is based on the safety requirements for normal storage conditions under 10 CFR Part 72. A radiation shielding analysis of the metal storage cask optimized for loading 21 design basis fuels was performed for two cases; one for a single cask and the other for a $2{\times}10$ cask array. For the single cask, dose rates at the external surface of the metal cask, 1m and 2m away from the cask surface, were evaluated. For the $2{\times}10$ cask array, dose rates at the center point of the array and at the center of the casks' height were evaluated. The results of the shielding analysis for the single cask show that dose rates were considerably higher at the lower side (from the bottom of the cask to the bottom of the neutron shielding) of the cask, at over 2mSv/hr at the external surface of the cask. However, this is not considered to be a significant issue since additional shielding will be installed at the storage facility. The shielding analysis results for the $2{\times}10$ cask array showed exponential decrease with distance off the sources. The controlled area boundary was calculated to be approximately 280m from the array, with a dose rate of 25mrem/yr. Actual dose rates within the controlled area boundary will be lower than 25mrem/yr, due to the decay of radioactivity of spent fuel in storage.