• 대한방사선치료학회:학술대회논문집
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• 대한방사선치료학회 1997년도 제1차 학술집담회
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• pp.13-14
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• 1997

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권7호
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• pp.917-924
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• 2019

양성자 치료기의 Passive Scattering System 노즐을 모의모사 하여 노즐 내 각 구성품에서 발생되는 중성자를 에너지별로 평가하였다. MCNPX code를 이용하여 치료환경에 사용되는 양성자 에너지 220 MeV, 도달거리 20 cm, 6 cm 길이의 SOBP를 구현하고, 치료기 가동 시 발생하는 중성자를 각 구성품에 따라 종류별로 분류하였다. 양성자 가속기 구성품 중 산란체에서 중성자가 가장 높게 발생되었으며 양성자의 중심 선속에서부터 멀어질수록 중성자의 선속은 감소되었다. 본 연구는 양성자 가속기의 유지 보수 및 해체에 필수적인 방사화 평가를 진행하기 위한 기초자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권4호
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• pp.158-167
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• 2007

본 논문의 목적은 노외 중성자 선량 감시자를 이용하여 원자로 압력용기 중성자 조사취화의 핵심 요인이 되는 고속중성자 ($1{\ge}MeV$) 조사량 평가 방법을 제시하고 적용성을 검증하는 것이다. 다양한 중성자 반응에너지를 갖는 다수의 선량감시자를 원자로 외벽 보온 단열재와 1차 생물학적 차폐체 사이의 공간에 설치하고 한 주기 동안 조사시킨 후 인출하여 생성핵종에 대한 방사선을 측정하여 반응률을 도출하였다. 또한 상업용 코드를 이용한 중성자 수송계산을 통해 감시자 위치에서의 중성자 스펙트럼을 계산하였다. 두 결과로부터 감시자에 대한 반응률을 직접 비교할 수 있었으며 또한 최소자승 조정 절차를 통해 최적의 중성자 스펙트럼도 도출할 수 있었다. 감시자 측정 결과와 해석적으로 계산한 중성자 조사량 사이에는 관련 규정에서 제시한 ${\pm}30%$ 이내의 오차를 보였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권1호
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• pp.35-37
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• 2005

한국원자력연구소의 방사선 검출기 연구팀에서는 가스 전자 증폭기를 이용하여 고효율 중성자 검출기를 개발하고 있다. 이중 가스 전자 증폭기를 제작하였고 Ar/Isobutane 혼합기체에서 동작시켰다. 고효율 중성자 검출기에 적용하기 위해서 다중 가스 전자 증폭기 포일 양면에 중성자 변환 물질인 $^6Li$ 또는 $^{10}B$를 코팅하는 것이 고려되었다. 중성자 검출을 위한 박막의 최적화된 두께를 MCNP와 SRIM으로 계산하였다. 중성자 검출 효율은 박막을 구성하는 화합물과 박막 두께를 변화시키면서 계산하였다. 열중성자는 drift plate에 중성자 반응 박막을 입힌 GEM 검출기에 의해서 측정되있다.

• 한국군사과학기술학회지
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• 제14권2호
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• pp.299-304
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• 2011

In this paper, we developed the semiconductor neutron radiation detector and the multi-purpose radiation detection technologies for the next generation military personal surveymeter. The PIN type semiconductor neutron detector and the prototype measure the neutron radiation dose upto 1,000cGy with ${\pm}20%$ error. It also have a good performance about the Gamma, Alpha and Beta radiation and MIL-STD-810F.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권1호
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• pp.1-7
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• 1988

중성자선량측정을 위하여 방사선과의 상호작용으로 인한 과열된 액체의 기화를 원리로 하는 bubble-damage polymer detector를 개발하였다. acrylamide와 글리세린으로 만든 중합체에 과열상태의 Freon12 액체방울을 분산시켜 검출기를 제작하였으며 중성자 조사에 의해 형성된 기포는 즉각적인 육안 관측이 가능하였다. 검출기의 중성자감도는 Am-Be중성자에 대해 $4{\sim}7bubbles/10{\mu}Sv$이었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.23-30
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• 2005

CE형 원자력발전소를 대상으로 운전중 격납건물내 주요지점의 중성자장을 측정하여 작업자가 받을 수 있는 예상 방사선 피폭선량 등을 평가하고, 국제방사선방호위원회의 구권고(ICRP-26) 및 신권고(ICRP-60)에 따른 방사선 피폭선량 비교 및 교정 중성자장과 실제 중성자장의 방사선가중치 등을 분석해보았다. 분석결과 신권고에 따른 중성자가중치는 구권고에 의한 값보다 $2.42\~2.71$ 배 높은 것으로 나타났으며 , 측정지점의 중성자 방사선가중치 평균은 교정 중성자장의 평균과 비슷하였다. 중성자 평균에너지는 $42~158 keV$로 교정 중성자장의 평균에너지 500 keV보다 낮아 이럴 경우 각 측정지점에 대한 측정값은 실제 등가선량보다 보수적으로 평가될 수 있음을 알 수 있었다

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제39권1호
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• pp.89-97
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• 2016

선형가속기를 차폐하고 있는 콘크리트 차폐벽의 방사화 평가를 진행하기 위한 선행 연구로서 차폐벽이 받는 중 성자에 대한 특성을 평가하였다. 그 결과 차폐벽이 받는 중성자 평균 양은 생성된 광자 대비 10 MV 4.63E-7%, 15 MV 9.69E-6%, 20 MV 2.18E-5%의 발생비율을 보였으며, 이 중 반응단면적이 큰 열중성자의 비율은 대략 18 ~ 33%로 나타났다. 의료용 선형가속기의 경우 수년간 지속적으로 가동되기 때문에 중성자 생성 비율에 관계없이 누적으로 생성되는 중성자의 양은 무시할 수 없을 것이며, 이에 따른 방사선 치료실 차폐벽의 방사화 문제는 반드시 고려되어야 할 것이다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.210-214
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• 2004

PET에 사용되는 조영제는 생산과정 중에 다량의 중성자가 발생한다. 발생된 중성자는 주로 콘크리트 구조물로 차폐를 하게 되며 가속기 시설의 차폐 평가는 구조물 외부로 방출되는 방사선의 선량을 측정하게 된다. 즉 콘크리트를 통과하면서 에너지를 잃은 중성자와 콘크리트를 이루는 물질과 중성자간의 상호작용으로 생성되는 광자의 선량을 측정하여 선량을 평가하게 된다. MCNPX 코드2)를 이용하여 가속기 시설의 콘크리트 구조물 외부로 방출되는 중성자 선량과 광자선량을 계산한 결과, 원자력법에서 정한 법정 제한 선량에 훨씬 못 미치는 것을 알 수 있었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제10권5호
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• pp.337-341
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• 2016

중성자에너지 영역 0.003 eV에서 10 eV에 대해 천연 Sm의 Sm(n,${\gamma}$) 반응에 대한 중성자 포획단면적을 측정하였다. 교토대학교 원자로실험소의 46-MeV 전자선형가속기에서 발생되는 전자의 광핵반응에 의한 중성자를 사용하였고 TOF 방법으로 측정하였다. 사용한 검출기는 12개의 BGO($Bi_4Ge_3O_{12}$) 섬광체로 구성되었고 이 검출장치로 Sm(n,${\gamma}$) 반응으로부터 나오는 즉발감마선을 측정하였다. 검출장치는 중성자 생성 위치로부터 $12.7{\pm}0.02m$ 위치에 설치되었으며 $^{10}B(n,{\alpha}{\gamma})^7Li$ 반응을 이용해 Sm 시료에 입사되는 중성자 선속을 구하였다. 또한 중성자 선속의 변화를 확인하기 위해 $BF_3$ 검출기로 모니터링 하였다. Sm(n,${\gamma}$) 반응단면적 측정결과는 BROND 2.2에 의한 평가결과와 J. C. Chou 및 V. N. Kononov 의 측정값과 비교하였다.