• 제목/요약/키워드: 중성자 방사선

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망간용액조방법에 도입되는 국산 황산망간중의 불순물 분석 (Impurity Analysis of Domestic $MnSO_4{\cdot}H_2O$ Introduced to Manganese Bath Method)

  • 황선태;이경주;최길용;이광우;우진춘;이기범
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제12권1호
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    • pp.48-53
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    • 1987
  • 중성자 선원의 강도를 측정하기 위하여 흔히 황산망간용액조 방법이 사용되고 있다. 본 연구에서는 $^{55}Mn(n,{\gamma})^{56}Mn$ 반응에 도입되는 국산 $MnSO_4{\cdot}H_2O$(동양화학제품)중에 불순들 성분을 규명하기 위하여 Ar-ICP 플라즈마방출 분광계측에 의한 분석화학 방법이 사용되었다. 분석결과로부터 주로 Co, Zn과 미량의 Cd, Li 등이 관련 불순물로서 중성자를 흡수하는 것으로 판명되었으며 전체 불순물에 의한 중성자 흡수 비율은 $^{55}Mn$에 의하여 포획되는 중성자 수의 약 1.37%로 산정되었다.

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성토의 밀도 및 수분 함량을 측정하기 위한 시스템 설계 (The system design for contents measurement of density and moisture in compaction)

  • 김기준
    • 한국산업정보학회논문지
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    • 제7권4호
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    • pp.37-45
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    • 2002
  • 본 연구에서는 다짐 성토의 밀도 및 수분을 측정하기 위해서 중성자 검출기는 2개 그리고 감마선 검출기는 5개를 사용하여 설계하였고, 또한 방사능 대비 방사선 방출수가 다른 선원에 비하여 우수한 Co-60 감마선원과 Cf-252 중성자 선원을 본 시스템에 이용하는 것이 정밀도를 향상시키기 위하여 유리하다는 것을 알 수 있었다. 특히 중성자와 감마선의 상호 반응으로 인한 간섭을 제거하기 위하여 2개의 중성자와 5개의 감마선 검출부 사이에 차폐체인 납을 각각 설치하였으며, 제시된 기준값 이하로 완전히 차폐하기 위한 최적 설계를 수행하였다. 이러한 최적 선계에 의하여 휴대용으로 사용될 본 시스템은 각 검출부 사이에 차폐체를 설치함에 따라 5.2[kg]의 무게를 경감할 수 있었고, 이는 산업 현장에서 쉽게 이동하고 간편하게 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

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전립선암의 방사선 치료 시 주변 정상장기 피폭선량을 이용한 암발생확률 평가 (Evaluation of Cancer Incidence Rate using Exposure Dose to Surrounding Normal Organs during Radiation Therapy for Prostate Cancer)

  • 이주아
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제16권3호
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    • pp.351-356
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    • 2022
  • 전립선암의 방사선치료 시 사용되는 세기조절방사선치료와 부피적회전방사선치료시 발생하는 광중성자선량을 측정하여, 암 발생률을 평가하며 기초자료를 제공하고자 하였다. Rando phantom에 중성자 측정용 광자극발광선량계를 복부와 갑상선에 위치시킨 상태에서 발생하는 광중성자선량을 측정하였다. 연구결과 세기조절방사선치료(7 portal)가 부피적회전방사선치료보다 복부와 갑상선 위치에서 모두 높게 측정되었다. ICRP 103의 명목위험계수를 이용하여 암 발생확률을 평가하였을 때, 세기조절방사선치료시 대장과 갑상선의 피폭으로 인한 암발생확률은 1,000명 당 9.9명 이었으며, 부피적회전방사선치료시는 1,000명 당 3.5명이었다. ALARA(As low as reasonably archievable)원칙에 의거하여 방사선치료계획 수립에 있어서 정상장기들의 피폭선량의 최소화를 위한 가이드라인이 되리라 사료된다.

몬테카를로 시뮬레이션을 이용한 양성자 조사에 따른 Polymer Gel 내부의 선량 분포 특성 평가 (Estimation of the Characteristics for the Dose Distribution in the Polymer Gel by Means of Monte Carlo Simulation)

  • 박민석;김기섭;정해조;박세영;최인석;김현지;윤용수;김정민
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제36권2호
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    • pp.165-173
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    • 2013
  • 본 연구는 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 양성자 빔을 피사체에 조사했을 때 발생되는 양성자, 즉발감마선 그리고 양성자 유발 중성자의 3차원적 공간분포를 polymer gel 선량계를 통해 구하고, 이를 물 팬텀에서 조사한 결과와 비교하여 3차원적 선량 분포의 정확성에 대해 알아보고자 한다. 본 연구에서 사용 된 polymer gel 선량계는 Gelatin, Methacrylic acid, Hydroquinone, Tetrakis 그리고 증류수로 이루어진 혼합물로 그 밀도는 $1.04g/cm^3$으로 물의 밀도인 $0.9998g/cm^3$과 유사하다. 본 시뮬레이션에서는 72 MeV, 116 MeV, 140 MeV 의 양성자 빔이 사용되었다. 양성자 빔은 팬텀의 핵과 반응을 하고 양성자 빔으로 인해 여기된 핵이 다시 안정하게 되기 위해 즉발감마선 그리고 양성자 유발 중성자를 방출한다. 양성자와 즉발감마선 그리고 양성자 유발 중성자는 polymer gel 선량계와 물 팬텀에서 각각 검출하였다. 3차원적 선량 분포를 얻기 위한 검출 간격은 2 mm로 하여 선량 분포를 획득하였다. Polymer gel 선량계에서의 양성자의 Bragg-peak를 구해 본 결과 Bragg-peak 지점이 물 팬텀에서의 경우와 유사하게 나타남을 확인 할 수 있었다. 72 MeV, 116 MeV, 그리고 140 MeV의 양성자 빔을 polymer gel 그리고 물 팬텀에 조사했을 때 그 내부에서의 양성자 그리고 즉발감마선의 선량 분포는 polymer gel, 물 팬텀 각각 유사한 선량분포를 가짐을 감마 인덱스 평가로 확인 할 수 있었다. 하지만 양성자 유발 중성자의 경우 물 팬텀에서는 검출이 된 반면 polymer gel 선량계에서는 검출이 되지 않았다. Polymer Gel 선량계는 3차원적 선량 분포를 얻는데 유용한 선량계이지만 양성자 조사 시 그 유발 중성자의 검출에는 한계를 보임을 확인할 수 있었다.

핵연료 수송용기의 방사선 차폐해석 (Radiation Shield Analysis for Spent Fuel Shipping Cask)

  • 조건우;김희원;권석근;곽은호;문석형
    • 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.

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MKN-45 세포에서 속중성자와 온열치료의 순서 및 간격에 따른 병용효과 (The Combined Effect of Fast Neutron and Hyperthermia according to the Sequence and Interval in MKN-45 Cells)

  • 박우윤;류성렬;조철구
    • Radiation Oncology Journal
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    • 제17권1호
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    • pp.65-69
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    • 1999
  • 목적 : 온열치료는 엑스선 또는 감마선 등 LET 가 낮은 방사선에 대한 세포 및 조직에서의 반응을 증강시킬 수 있음이 이미 잘 알려져 있다. 그러나 다른 종류의 방사선과 온열치료의 상호작용에 대해서는 연구가 미미한 실정이다. 따라서 저자들은 속중성자와 온열치료의 순서 및 시간간격에 따른 병용효과를 파악하고자 이 연구를 시행하였다. 재료 및 방법 : 사람 위암세포주인 MKN-45 세포에서 1.5Gy 의 중성자조사 전후 각 6, 4, 2, 0(5분) 시간 간격으로 41$^{\circ}C$ 또는 43$^{\circ}C$ 에서 30분간의 온열치료 시행하여 세포생존율을 측정하였다. 결과 : MKN-45 의 D$_{0}$ 와 n 은 각각 0.8Gy 와 2.5 이었고, 1.5Gy 에서의 생존분획은 0.36($\pm0.34$) 이었다. 시간 간격에 따른 상호작용력은 대부분 1 과 2 사이였으나, 41$^{\circ}C$ 의 온열치료후 4 또는 6시간에 시행한 중성자조사에서는 상호작용력이 각각 3.0 과 2.7 이었다. 결론 : 속중성자와 온열치료의 병용효과는 주로 상가적(additive) 이나, 약온열치료(41$^{\circ}C$, 30분) 가 4 또는 6시간 전에 시행된 경우 후속 중성자조사에 대한 내성이 유발될 수있다.

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MCNPX 코드를 이용한 통합비파괴측정장치의 중성자 검출 효율 평가 (Evaluation of Neutron Detection Efficiency of the Unified Non-Destructive Assay Using MCNPX Code)

  • 원병희;서희;이승규;박세환;김호동
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제38권4호
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    • pp.172-178
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    • 2013
  • 본 연구에서는 미래 파이로 시설에서의 핵물질 계량 연구를 위하여 개발하고 있는 통합비파괴측정장치(Unified Non-Destructive Assay, UNDA)의 중성자 검출 효율을 MCNPX 코드를 이용하여 평가하였다. 검출 효율 평가는 두 개의 다른 설계안의 UNDA에 대하여 수행되었으며, $^{252}Cf$ 중성자 발생 선원 위치에 따른 검출 효율 평가와 감손우라늄의 용기 두께 및 위치에 따른 검출 효율 평가를 수행하였다. $^{252}Cf$ 중성자 선원의 위치에 따른 UNDA의 검출 효율 결과는 6.83%부터 13.35%까지 분포로 나타났으며, $^{252}Cf$ 선원이 장치 내부의 상단에 위치할수록 검출 효율은 증가 후 감소하는 경향을 나타냈고, 선원이 외각에 위치될수록 효율이 증가하는 경향을 보였다. 감손우라늄 용기의 두께 및 위치에 따른 검출 효율 평가에서는 용기 두께가 증가할수록 검출 효율은 낮아지는 경향을 보이며, 용기 위치가 장치 상부에 위치될수록 효율은 감소하고, 외각에 위치할수록 효율은 증가하였다. 검출 효율은 $^{252}Cf$ 선원의 경우보다 약간 높게 나타났다(10.31~13.61%). 또한, 장치 상단에 고밀도 폴리에틸렌 덮개가 있는 설계안이 덮개가 없는 설계안 보다 평균적으로 약 2% 정도 중성자 검출 효율이 높은 것으로 평가되었다.

252Cf 중성자장에서 열형광선량계(TLD)를 이용한 중성자 방사선량 측정 (Neutron Dose Measurements Using TLDs in a 252Cf Neutron Field)

  • 장인수;김상인;이정일;김장렬;김봉환
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제38권1호
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    • pp.37-43
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    • 2013
  • TLD를 이용하여 중성자 선량을 측정할 경우, TLD는 중성자 에너지에 대한 반응도 차이가 크기 때문에 현장 중성자장의 스펙트럼 특성에 맞는 에너지 반응도 보정이 반드시 필요하다. 본 실험에는 소형으로 가공된 TLD 소자를 사용하여 $^{252}Cf$ 중성자장에 설치된 내부구조가 복잡하고 좁은 Long-Counter (중성자 검출기) 내외부에서의 중성자 주위선량당량(ambient dose equivalent)을 측정하였다. 측정결과는 입자수송해석코드(MCNPX)를 이용한 계산결과와 비교하였다. 기존의 TLD 교정 선원인 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$만으로 교정하여 판독한 결과값은 전산모사 계산값과 많은 차이를 보였다. 그러나 bare 및 $D_2O$ 감속 $^{252}Cf$ 선원을 사용하여 생산한 두 교정인자를 혼용한 판독값은 계산값과 비슷하였다. 결과적으로, TLD 소자는 사용 현장과 비슷한 특성을 가지는 중성자장에서 교정되어야지만 올바른 선량평가가 가능함을 확인하였다.

원자력 NEWS

  • 한국원자력산업회의
    • 원자력산업
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    • 제26권6호통권280호
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    • pp.91-98
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    • 2006
  • 방폐장 처분 방식 평가 항복 기준 등 결정/ 한국-인도네시아 원자력협정 가서명/ KEDO 경수로 사업10년 6개월 만에 공식 종료/ 고리1호기 최근 10년 동안 6번 무고장 운전 달성/ 알제리 원자력위원장 방한/ 원전 기관 업체, 해외 공동 진출 적극 협력키로/ 원자력 통제제도 종합 개산 계획 수립 및 추진/ 국제핵융합실헙로(ITER)프로젝트 본격 착수/ 2006 방사선 및 방사성동위원소 이용진흥 연차대회 개최/ 원전 방폐장 정보 교환/ 중성자 유도관 국산화/ 중국 원전사업자단 방문/ 제5기 「원자력대학생 논문연구회」출범/ 윤맹현 한전 원자력연료(주) 신임 사장 취임/ KAIST 조남진 교수/ 서울대 김창효 교수, KAIST 장순흥 교수

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고 에너지 양성자 가속기에서 생성되는 2차 방사선의 효과적인 차폐에 관한 연구 (Study on Effective Shielding of Secondary Radiation Generated by High Energy Proton Accelerator)

  • 배상일;김정훈
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제43권5호
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    • pp.383-388
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    • 2020
  • High-energy proton accelerators continue to be increasingly used in medical, research and industrial settings. However, due to the high energy of protons, a large number of secondary radiation occurs. Among them, neutrons are accompanied by difficulties of shielding due to various energy distribution and permeability. So In this study, we propose a shielding method that can shield neutrons most efficiently by using multiple-shielding material used as a decelerating agent or absorbent as well as a single concrete shielding. The flux of secondary neutrons showed a greater decrease in the flux rate when heavy concrete was used than in the case of ordinary concrete, and the maximum flux reduction was observed at the front position when using multiple shields. Multiple shielding can increase shielding efficiency more than single shielding however, As the thickness of the multiple shielding materials increased, the decline in flux was saturated. The mixture material showed higher shielding results than the polyethylene when using boron carbonate.