• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.220-224
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• 1997

하나로에 설치할 냉중성자원은 물리, 화학 및 재료과학 분야에 폭넓게 활용되는 기반 장치이며 4 $\AA$ 이상의 중성자 파장에서 높은 중성자속을 얻기 위해서는 감속재의 선택이 중요하다. 이 보고에서는 감속재로 액체 수소와 액체 중수소를 사용하는 경우를 비교하였다. 계산은 몬테칼로 코드인 MCNP를 이용하고 액체 수소와 액체 중수소에 대한 산란법칙을 적용했다. Semi-analytic 방법과 MCNP 해석을 통해 중성자온도와 이득을 계산하였으며 전체적으로는 Semi-analytic 방법과 MCNP 해석이 근접함을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.79-84
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• 1995

핵연료집합체 연소도 계산용 전산코드인 CASMO-3를 도입하여 한국고유핵설계체계를 개발하기 위해서는 CE형 핵연료집합체의 핵적특성을 파악하는 것은 필수적이다. 따라서, CASMO-3와 몬테칼로 전산코드인 MCNP-4A를 이용하여 CE형 16$\times$16 핵연료집합체에 대한 $K_{inf}$ 및 봉출력 분포를 비교 분석하였다. $K_{inf}$ 의 경우는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 0.5% 이내에서 MCNP-4A의 계산 결과와 일치하였으며, 봉출력분포의 경우도 제어봉 주변이나 Gd$_2$O$_3$ 독봉을 제외하고는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 MCNP-4A의 계산 결과와 거의 일치하는 것으로 나타났다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권4호
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• pp.190-197
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• 2011

고선량률 근접치료에 사용되는 상업용 선원과 치료계획 시스템들은 AAPM TG 43에서 권고하는 점 및 선 선원에 의해 선량분포를 계산한다. 하지만, 근접치료용 선원에 대한 인체 내의 정확한 선량계산을 위해서 3차원 부피의 선원을 고려하는 MC 기반의 선량계산 방법이 필요하다. 본 연구에서는 microSelectron HDR Ir-192 선원을 작은 부분으로 분할하여 계산하는 미소선원 적분법을 이용하여 기하학적 인수를 계산하였다. 또한, 범용 방사선 수송코드인 MCNPX를 사용하여 30 cm 직경의 구형 물 팬텀 내에서 선원의 선량률을 계산하여 비등방성함수와 반경선량함수를 구하였다. 그 결과를 MC 기반 광자 수송코드인 MCPT를 사용하여 계산한 Williamson의 결과와 비교 및 분석하였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법에 따른 기하학적 인수는 $r{\geq}0.5cm$에서는 0.2% 이내에서 일치하였고 r=0.1 cm일 때 1.33%의 차이를 보였다. 본 연구에서 계산된 비등방성함수와 반경선량함수가 Williamson의 계산된 결과의 차이는 비등방성함수의 경우 r=0.25 cm에 서 2.33%의 가장 큰 R-RMSE를 보였고 $r{\geq}0.5cm$에서는 1% 미만의 R-RMSE를 보였다. 반경선량함수의 경우는 r=0.1~14.0 cm에서 0.46%의 R-RMSE를 보였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법으로 계산한 기하학적 인수는 $r{\geq}0.1cm$에서 잘 일치하지만 3차원의 Ir-192 선원을 적용하여 계산한 미소선원 적분법이 실제 기하학적 인수를 잘 반영할 것으로 생각된다. r=0.25 cm에서 비등방성함수를 제외하고는 MCPT와 MCNPX의 몬테칼로 코드를 이용하여 얻어진 비등방성함수와 반경선량함수는 각각의 몬테칼로 코드에 대한 불확실성 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 따라서 MCNPX 전산모사 결과를 통해 TG-43의 선량 계산식에 사용된 인자를 Williamson 등의 결과와 비교 및 검증함으로써, 추후 다른 종류의 선원에 대해서도 Monte Carlo 기반의 연구가 가능할 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.125-129
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• 1996

저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기의 에너지 반응데이타를, 3개의 몬테칼로 코드 (MCNP4A, EGS4. ITS3의 CYLTRAN)를 사용하여 계산하였다. 본 연구에서는, beam고순도 게르마늄 검출기$(100 mm^2{\times}10mm)$가 사용되었고. 측정기표면의 중앙에 pencil beam을 수직으로 입사시켰다. 광전효과 효율. $K_{\alpha}$ 및 $K_{\beta}$ 이탈률을, 12keV부터 60 keV 범위까지 2 keV 간격으로 입사된 X-선 에너지의 함수로 나타내었다. 이 에너지범위에서 컴프턴산란률, 탄성산란률 및 투과율은 매우 작기 때문에 본 계산에서는 제외되었다. 비록 MCNP EGS및 CYLTRAN코드의 저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기 에너지 반응데이터 값은 약간의 차이를 나타내지만. 세 가지 몬테칼로 코드는 검출기내의 저에너지 광자산란을 정확히 예측하고 있음을 알 수 있다. 또한. EGS나 ITS의 결과에 비해 저에너지 영역에서 정확성이 떨어진다고 여겨지는 MCNP의 결과도 EGS나 ITS의 결과에 상당하는 정확성을 보여주고 있으며, 저에너지 광자에 대한 검출기 반응데이타 계산에 응용될 수 있다

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제14권1호
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• pp.1-7
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• 2003

본 연구에서는 팬텀에 인가된 강한 자기장에서 전자선에 대한 선량분포 계산을 위하여 EGS4 제어코드를 개발하였다. 이를 위하여 먼저 자기장에서 전자의 운동을 고찰하고 전자의 방향변화에 관한 수학적 결과를 EGS4 제어코드에 삽입하였다. 개발된 코드를 이용하여 6 MeV 전자선에 대하여 세로자기장 1-3T가 인가된 물팬텀 속에서 팬슬빔 전자들의 경로를 계산하였고 0.6-1 T가 인가된 물팬텀 속에서 직경 1cm의 조사면의 깊이선량율과 빔측면도를 계산하였다. 전자의 경로추적 계산결과 3 T의 자기장에서 전자들의 측면변위가 현저히 감소하는 것으로 나타났다. 직경 1 cm 전자선에 대한 깊이선량율은 비정근처에서 자기장의 세기에 따라 미소한 증가를 보였으며, 반음영은 1 T에서 약 0.15 cm 감소가 나타났다. 선량분포의 변화에 관한 계산결과들은 모두 이론적 해석이 가능하였으며 이로부터 본 계산코드의 신뢰성을 평가할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.105-115
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• 2004

몬테칼로 모의실험을 이용하여 방사선 선량을 계산할 경우 원하는 정확도를 얻기 위해서는 계산입자(histories) 수가 많아야 하므로 시간이 오래 걸리게 된다. 그러므로 정확성을 유지할 수 있으면서 시간을 최소화할 수 있는 최적의 계산입자 수를 결정해야 할 필요가 있다. 본 연구에서는 계산입자 수에 따른 통계적 불확실성의 영향을 평가한 후 최적의 계산입자 수 결정을 위한 불확실성의 한계를 제시하고자 하였다. 몬테칼로 코드로는 BEAMnrc와 DOSXYZnrc를 사용하였으며, 모의 흉부 팬텀에 대하여 계산입자 수를 달리 하면서 광자선 선량을 계산한 후 통계적 오차가 적은 벤치마크와 비교하였다. 통계적 오차의 영향을 분석하기 위하여 임상적으로 널리 이용되는 등선량 곡선 비교, DVH, RMSD 방법을 이용하였다. 연구 결과 통계적 오차의 영향은 등산량 곡선 비교와 RMSD 비교에서 크게 나타났으나 DVH에서의 영향은 크지 않은 것으로 나타났다. 방사선치료를 위한 광자선 선량계산을 할 경우 전체 통계적 불확실성 $(\bar{{\Delta}D})$ 9% 또는 $D_{max}/2$ 이상을 갖는 체적소에 대한 통계적 오차 1%, 또는 최대 선량지점에서의 통계적 불확실성 1% 정도가 적정 수준임을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권1호
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• pp.46-55
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• 1989

사용후 핵연료 용기에 대한 중성자 차폐 해석을 위하여 각분할법 코드인 ONEDANT 및 XSDRN과 몬테칼로 코드인 MCNP를 사용하였다. ORIGEN-S로 부터 결정된 선원항이 ONEDANT및 XSDRN에 각각 이용되었고, MCNP에 입력되는 선원항으로는 ONEDANT와 XSDRN으로 부터 계산된 중성자 스펙트럼을 사용하였으며, 중성자 에너지군은 27군과 10군으로 하였다. 감손 우라늄을 중성자 차폐 물질로 사용하였을 경우, MCNP의 계산 결과에 대하여 ONEDANT의 계산결과는 10%, XSDRN은 20% 이내에서 접근하였다. 또한, MCNP의 계산 결과에 의하면, 고려한 중성자 차폐물질의 성능은 감손 우라늄, 철, 그리고 납의 순으로 좋은 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.45-52
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• 1996

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권4호
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• pp.173-179
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• 2006

개선된 몬테칼로 코드 CEARPPU는 고계수율 상황에서의 펄스 중첩 보정 스펙트럼을 제공한다. 중성자 방사화 분석을 위하여 CEARPPU를 이용하여 보정된 스펙트럼으로 라이브러리 최소자승 동위원소 방사능 분석을 수행하여 보정하지 않은 스펙트럼을 이용하는 방법보다 우수한 결과를 얻었다.