• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제8권1호
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• pp.33-37
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• 1983

물 또는 콘크리트반사체(反射體)의 두께 및 콘크리트반사체(反射體)와 핵물질용액계(核物質溶液系) 사이의 간격에 따라 변(變)하는 유효증배계수(有效增倍係數)로서의 반사효과(反射效果)를 중성자수송이론(中性子輸送理論)에 기초를 둔 각분할방법(角分割方法)의 전산코드 ANISN으로 계산하였다. 그 결과에 따르면 반사체(反射體)의 두께가 엷을 때, 유효증배계수(有效增倍係數)를 기준으로 한 물 반사체(反射體)의 반사효과(反射效果)는 콘크리트에서보다 크지만 그 두께가 커지면 반대현상도 생기는 것 같았다. 한편 핵물질용액계(核物質溶液系)와 콘크리트반사체(反射體)사이에 물이 채워져 있고 그 간격변화에 따라 산출한 유효증배계수치(有效增倍係數値)는 처음 급격하게 감소하다가 약 15cm를 지나면서부터 서서히 감소하는 것 같았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권4호
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• pp.185-197
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• 1971

1950년대의 미국 General Atomic사에서 열출력 100 kw로 설계, 제작하여 1962년 3월에 건조완료한 TRIGA Mark-II원자로는 1969년 7월에 250 kw로 출력 증강되었으나 방사선차폐는 보강되지 않았다. 본 논문에서의 계산에 의하면 출력 증강후 현재의 차폐물로도 중성자에 대하여는 확실히 안전하지만 Gamma선에 대해서는 위험하다는 것이 판명되었다. 원자로의 구조와 출입인 및 실험종사자들의 위치로 보아 차폐물의 안전도 검토는 수평방향에 한하였고, 또 정확을 기하기 위하여 중성자와 Gamma선의 투과문제를 나누어 검토하였다. 이를 근거로 하여 이론적인 측면에서 본 콘크리트의 보강을 요하는 두께도 산출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제7권4호
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• pp.277-284
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• 1975

TRIGA Mark-III 원자로에 설치된 조사시설에서 중성자-감마 혼합 방사선장의 상대적 선량분포 특성을 중성자와 감다 방사선에 대한 감응함수가 다른 한쌍의 열형광선량계를 사용하여 측정한 결과이다. 수평방향 및 수직방향의 거리에 따른 비교적 균일한 선량 분포를 공유한 지역은 조사실 바닥으로부터 약 40cm와 130cm의 높이데 있는 두 수평 평행판사이의 구역증 조사실쪽으로 반원통형으로 돌출된 알미늄 저수조표면에서 수평방향으로 100cm이상의 거리에 있는 지역에 한정됨이 관찰되었다. 그 이외의 지역은 급격한 선량구배 특성을 갖고 있었고 특히 반원통형 알미늄수조 표면근처와 조사실 콩크리트 차폐내벽근처에서 더욱 구배가 컸다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제43권5호
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• pp.389-395
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• 2020

The evaluation of radioactivated components of heavy-ion accelerator facilities affects the safety of radiation management and the exposure dose for workers. and this is an important issue when predicting the disposal cost of waste during maintenance and dismantling of accelerator facilities. In this study, the FLUKA code was used to simulate the proton treatment device nozzle and classify the radio-nuclides and total radioactivity generated by each component over a short period of time. The source term was evaluated using NIST reference beam data, and the neutron flux generated for each component was calculated using the evaluated beam data. Radioactive isotopes caused by generated neutrons were compared and evaluated using nuclide information from the International Radiation Protection Association and the Korea Radioisotope association. Most of the nuclides produced form of beta rays and electron capture, and short-lived nuclides dominated. However, In the case of ⁵⁴Mn, which is a radioactive product of iron, the effect of gamma rays should be considered. In the case of tritium generated from a material with a low atomic number, it is considered that handling care should be taken due to its long half-life.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제37권3호
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• pp.223-231
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• 2014

의료용의 선형가속장치는 방사선치료에 있어서 그 활용도가 가장 높으며, 최근에는 10MV 이상의 고에너지 광자선을 이용한 치료가 보편화되고 있다. 그러나 광핵반응에 의한 광중성자가 생성됨으로써 방사선 방호측면에서 많은 문제를 야기 시키고 있다. 이에 본 연구는 MCNPX 프로그램을 이용하여 치료실 내의 위치별 중성자의 특성을 분석하였다. 그 결과, 광중성자의 생성 개수도 선원 중심점을 기준으로 거리가 멀어질수록 감소됨을 알 수 있었다. 그리고 10MV에서 20MV로 에너지가 높아짐에 따른 열중성자와 속중성자의 비율은 큰 차이가 없었지만, 선원 중심점으로부터 거리가 이격될수록 열중성자의 비율이 높아지는 현상을 확인할 수 있었다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제7권1호
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• pp.34-48
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• 1982

본 연구의 일차적 목적은 방사선 방호를 위하여 임의지점(任意地點)의 주변 방사선량의 수준을 특성(特性)짓는 방법의 하나로 ICRU가 정의(定義)한 흡수선량지수를 실측(實測)하는데 있는 바 이를 위한 실험은 에비실험과 본 실험의 두 단계로 나누어 수행하였다. 예비단계의 실험에서는 30cm 지름의 polyethylene구(球)를 사용한 반면 본 실험에서는 인체조직등가물질(人體組織等價物質)의 구(球)를 제작하였으며 두 실험 모두 $^{137}Cs$ 및 $^{60}Co$ 감마선장(線場)과 TRIGA Mark-II 원자로의 열중성자(熱中性子) column의 중성자공장(中性子工場)에서 행하여졌다. 감마선 흡수선량측정에는 TCD-700 $(^{7}LiF)$ chip을, 중성자선량측정에는 Au 방사화박(放射化薄)과 함께 TLD chip도 사용하였는데 이 경우에는 감마선의 기여를 판별해 내기 위하여 TLD-600 $(^{6}LiF)$과 TLD-700을 동시에 사용하였다. 감마선 조사(照射)의 경우 구(球) phantom내(內) 흡수선량의 이론적 해석은 Burlin의 공동이론(空洞理論)에서 유도된 Erlich의 방법을 썼으며, 중성자 선량해석에는 fluence-KERMA 변환방법을 사용하였다. 이들 선량에 관하여서는 특히 자세히 설명하였다. 해석에 실험결과는 모두 통계적으로 처리 분석하였으며 특히 심부선량분포(深部線量分布)는 규격화(規格化)한 값을 사용하여 도표(圖表)로 나타내는 한편, 결론에서는 방사선방호용 지수량(指數量) 실측(實測)의 가능성과 난점(難點)을 설명하고 해결하여야 할 문제점들을 언급(言及)하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제18권4호
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• pp.383-389
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• 2024

본 연구에서 전립샘암의 방사선치료기법 중 세기조절 방사선 치료 시 정상장기인 복부의 광중성자 피폭으로 인하여 2차 암이 발생할 확률을 분석하고자 한다. 전립샘암 방사선 치료계획의 설계는 일일 처방선량 220 cGy, 총 치료 횟수는 35회로 7700 cGy로 수립하였다. 실험장비는 Varian 사의 True Beam STx(Varian, USA) 선형가속기이다. 실험에 사용한 에너지는 15 MV로 치료 계획용 표적체적(Planning target volume; PTV)안에 광중성자 선량이 발생하도록 치료계획을 설계하였다. 방사선 치료계획은 Eclipse System (Varian Ver 10.0, USA)이며, 조사문수를 5 ~ 9개로 설정하였다. 조사각도는 0° ~ 320°에서 처방선량(prescription dose)영역에 95%가 설정되도록 설계하였으며, 각각의 조사문수당 소조사면(beamlet)은 100개로 설정하였다. 광중성자의 선량 측정을 위하여 본 연구에 사용한 광자극발광선량계는 알류미늄산화물 성분이 포함된 소자에 ⁶LiCO₃ 를 도포하여 중성자 선량이 측정 가능하도록 설계하였다. 세기조절 방사선 치료 시 복부의 광중성자 선량으로 인하여, 1,000명 기준으로 최소 7.07 ~ 11명이 2차 암의 발생확률이 있음이 연구되었다. 본 연구에서 세기조절 방사선치료 시 발생될 수 있는 2차 피폭선량의 위험성을 연구하여, 추후 방사선의 확률적 영향과 관련된 의미 있는 자료로 활용되기를 기대한다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권2호
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• pp.281-287
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• 2017

본 연구는 방사선 차폐 시 주로 사용되고 있는 콘크리트를 대상으로 차폐 두께를 계산한 연구로서 의료용 선형가속기를 차폐하기 위해 구성되는 벽에 대한 연구이다. 선형가속기에서 발생하는 광자선 에너지 10 MV를 대상으로 MCNPX(Ver.2.5.0)를 이용하여 적절한 차폐 두께를 계산하고자 하였다. 그 결과, 광자선 차폐를 위한 십가층은 순수 콘크리트의 경우 50~100 cm, Boron+polyethylene 첨가 시 80~100 cm에서 형성되었다. 중성자 차폐는 순수 콘크리트의 경우 100~140 cm, Boron+polyethylene 첨가 시 90~100 cm으로 계산되었다. 이를 바탕으로 분석하면, 콘크리트 재질은 Steel 계열을 사용하고 콘크리트에 Boron+polyethylene을 첨가하여 구성하는 것이 가장 효율적인 것으로 판단된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제19권1호
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• pp.66-73
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• 2001

목적 : 붕소-중성자 포획치료법(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)을 위해 원자력병원 싸이클로트론에서 발생되는 최대에너지 34.4 MeV의 속중성자(Fast neutron)를 70 cm 파라핀으로 감속시킨 후 선량 특성을 조사하였다. 그 결과를 토대로 열외중성자(Epithermal neutron) 선량 측정법에 대한 프로토콜을 확립하여 원자로에서 방출되는 열외 중성자 선량 특성 평가의 기초를 삼고, 가속기를 이용한 BNCT 연구에 대한 타당성 여부를 조사하고자 한다. 대상 및 방법 : 공기 중 선량 및 물질 내 선량 분포 측정을 위해 Unidos 10005 (PTW, Germany) 전기계와 조직 등가 물질인 A-150 플라스틱으로 제작된 IC-17 (Far West, USA) 및 IC-18, ElC-1 이온함을 사용하였고, 감마선의 측정을 위해서는 마그네슘으로 제작된 IC-l7M 이온함을 이용하였으며 조직등가 기체와 아르곤 기체를 분당 5cc 씩 주입하며 측정하였다. 중성자, 광자, 전자가 혼합된 장의 모의 수송 해석을 위해 이용되는 Monte Carlo N-Particle (MCNP) transport code를 사용하여 2차원적 선량 분포 및 에너지 분포를 계산하였으며 이 결과를 측정값과 비교하였다. 결과 : BNCT에서의 유효 치료 깊이인 물 팬텀 4 cm에서의 선량은 치료기 1 MU 당 $6.47\times10^{-3}\;cGy$로 미세하였으며, 이때 감마 오염도(contamination)는 $65.2{\pm}0.9\%$로 중성자보다는 감마선에 의한 선량 기여분이 우세하였다. 깊이에 따른 선량 분포 특성에서는 중성자 선량은 선형적으로 감쇠 되었고, 감마선량은 지수적으로 보다 급격히 감쇠되는 경향을 보였으며 전체 선량의 $D_{20}/D_{10}$은 0.718 이었다. MCNP에 의한 에너지 분포 전산 계산의 결과 2.87 MeV 이하에서 중성자 피크가 나타났으며, 저에너지 영역에서는 감마선이 연속적으로 분포되는 양상을 보였다. 결론 : 벽 물질이 서로 다른 두 개의 이온함을 사용한 직접 선량 측정과 MCNP 전산 시뮬레이션을 이용한 공간 선량분포 계산으로 미세 속중성자 빔에 대한 선량 특성을 파악할 수 있었으며, 원자로 열외중성자 주(Epithermal neutron column)에 대한 선량 평가 자료로 확보하였다. 아울러 가속기에 대한 연구가 진행되어 고전압, 고전류를 발생시키는 전원 공급장치와 표적핵(Target) 물질이 개발되고 비스무스나 납 등에 의해 감마 오염도를 줄일 경우, 싸이크로트론에 의한 보론-중성자 포획치료도 가능해질 것으로 판단된다.