• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2003년도 추계학술대회 논문집
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• pp.229-230
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• 2003

중성자 방사화분석법은 핵반응을 통해 생성시킨 방사성 동위원소로부터 방출되는 방사선을 검색하여 절대적으로 성분원소를 정량하는 핵분석기술(Nuclear Analytical Techniques)이다. 현재 한국원자력연구소의 중성자 방사화분석실에서는 대기환경분야 응용연구로서 수년 동안 대기분진을 채집하여 미량 성분원소를 정량하고 있으며, 방법의 유효화와 측정결과의 신뢰성을 확보하기 위하여 시료의 채집 및 준비, 원소분석, 측정결과의 검증 등 분석과정에 대한 품질관리를 수행하고 있다. (중략)

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.222-223
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• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.374-375
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• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2010년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.162-163
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• 2010

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2010년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.228-229
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• 2010

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.275-281
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• 1996

ENDF/B-VI 핵단면적자료를 기초로 생성된 BUGLE93$^{[1]}$ 라이브러리를 이용하여 울진 3.4호기 원자로 주변의 콘크리트 일차차폐벽에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 중성자 및 감마선 수송계산은 일차원 각분할 해석코드인 ANISN-ORNL$^{[2]}$ 을 이용하였다. 또한, 기존의 영광 3.4호기 설계에 이용하였던 CASK$^{[3]}$ 라이브러리를 대체할 경우 예상되는 차폐효과의 변화를 평가하기 위하여 노심으로부터 일차차폐벽 사이의 모든 매질에 대한 중성자 및 감마선속을 계산하고. 계산결과를 비교.분석하여 제시하였다. 중성자선속에 대한 분석결과, BUGLE93을 이용한 계산결과는 원자로용기 내부에서는 CASK를 이용한 결과보다 적은, 보다 현실적인 결과를 제공하지만 일차차폐벽내에서는 CASK를 이용한 결과보다 오히려 큰 선속을 보였다. 그러나 이차감마선에 의한 분석결과는 원자로용기 내부에서의 큰 차이에도 불구하고 일차차폐벽을 통과하면서 두결과가 거의 일치하였다. 이것은 BUGLE93 라이브러리가 노심 및 철성분에 대해서는 증가된 핵단면적을 제공하지만 콘크리트 성분에 대한 핵단면적은 오히려 감소하였기 때문이다. 결론적으로. 최소 7피트 두께의 일차차폐벽 외부에서 중성자선속은 감마선속에 비하여 무시할 수 있을 정도이므로. 원자로 내부영역에서 CASK 라이브러리와는 다른 결과를 보이는 BUGLE93 라이브러리를 원자로 일차차폐벽의 방사선차폐해석에 사용할 경우 기존의 CASK 라이브러리를 이용한 해석결과와 동일한 결과를 보이는 것으로 평가되었다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 추계 학술발표
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• pp.186-187
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• 2009

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 추계 학술발표
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• pp.200-201
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• 2009

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제36권1호
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• pp.44-51
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• 2011

원자력발전소, 의료용 가속기 등 고선량 지역 및 능동형 열중성자 검출기를 사용하기 힘든 환경에서는 방사화 포일 기반 보너구 스펙트로메터를 사용하여 중성자 에너지 스펙트럼 측정을 수행한다. 중성자 방사화 포일을 보너구의 열중성자 검출기로 사용하는 경우, 중성자 방사화 포일의 위치 변동에 따른 보너구 반응도의 변화 및 중성자 방사화 포일의 질량과 반응도 사이의 상관관계 등 특성연구가 선행되어야만 한다. 본 연구에서는 MCNPX 모사계산을 통하여 중성자 방사화 포일 면에 수직입사하는 경우 중성자 방사화 포일의 위치 의존성이 크다는 사실과 중성자 방사화 포일의 질량과 반응도 사이에 선형관계가 없음을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 중성자 방사화 포일 기반 보너구의 반응함수 계산 방법 및 중성자 방사화 포일 위치 및 질량 차이에 따른 반응도 변화를 연구함으로써 중성자 방사화 포일 기반 보너구의 반응함수 결정방법을 확립하였다. 본 연구결과를 바탕으로 보너구 반응함수를 계산하여 추후 중성자 방사화 포일 기반 보너구 스펙트로메트리에 적용할 예정이다.