• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권3호
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• pp.130-141
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• 2020

Background: Concrete activation in cyclotron vaults is a major concern associated with their decommissioning because a considerable amount of activated concrete is generated by secondary neutrons during the operation of cyclotrons. Reducing the amount of activated concrete is important because of the high cost associated with radioactive waste management. This study aims to investigate the capability of the neutron absorbing materials to reduce concrete activation. Materials and Methods: The Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) code was used to simulate a cyclotron target and room. The dimensions of the room were 457 cm (length), 470 cm (width), and 320 cm (height). Gd₂O₃, B₄C, polyethylene (PE), and borated (5 wt% ^natB) PE with thicknesses of 5, 10, and 15 cm and their different combinations were selected as neutron absorbing materials. They were placed on the concrete walls to determine their effects on thermal neutrons. Thin B₄C and Gd₂O₃ were placed between the concrete wall and additional PE shield separately to decrease the required thickness of the additional shield, and the thermal neutron flux at certain depths inside the concrete was calculated for each condition. Subsequently, the optimum combination was determined with respect to radioactive waste reduction, price, and availability, and the total reduced radioactive concrete waste was estimated. Results and Discussion: In the specific conditions considered in this study, the front wall with respect to the proton beam contained radioactive waste with a depth of up to 64 cm without any additional shield. A single layer of additional shield was inefficient because a thick shield was required. Two-layer combinations comprising 0.1- or 0.4-cm-thick B₄C or Gd₂O₃ behind 10 cm-thick PE were studied to verify whether the appropriate thickness of the additional shield could be maintained. The number of transmitted thermal neutrons reduced to 30% in case of 0.1 cm-thick Gd₂O₃+10 cm-thick PE or 0.1 cm-thick B₄C+10 cm-thick PE. Thus, the thickness of the radioactive waste in the front wall was reduced from 64 to 48 cm. Conclusion: Based on price and availability, the combination of the 10 cm-thick PE+0.1 cmthick B₄C was reasonable and could effectively reduce the number of thermal neutrons. The amount of radioactive concrete waste was reduced by factor of two when considering whole concrete walls of the PET cyclotron vault.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제32권2호
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• pp.103-108
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• 2019

본 논문에서는 비평형 분자동역학 시뮬레이션 기법을 사용하여 알루미늄 박막과 실리콘 웨이퍼 간 열경계저항을 예측하였다. 실리콘의 끝 단 고온부에 열을 공급하고, 같은 양의 열을 알루미늄 끝 단 저온부에서 제거하여 경계면을 통한 열전달이 일어나도록 하였으며, 실리콘 내부와 알루미늄 내부의 선형 온도 변화를 계산함으로써 경계면에서의 온도 차이에 따른 열저항 값을 구하였다. 300K 온도에서 $5.13{\pm}0.17m^2{\cdot}K/GW$의 결과를 얻었으며, 이는 열유속 조건의 변화와 무관함을 확인하였다. 아울러, 펨토초 레이저 기반의 시간영역 열반사율 기법을 사용하여 열경계저항 값을 실험적으로 구하였으며, 시뮬레이션 결과와 비교 검증하였다. 전자빔 증착기를 사용하여 90nm 두께의 알루미늄 박막을 실리콘(100) 웨이퍼 표면에 증착하였으며, 유한차분법을 이용한 수치해석을 통해 열전도 방정식의 해를 구해 실험결과와 곡선맞춤 함으로써 열경계저항을 정량적으로 평가하고 나노스케일에서의 열전달 현상에 관한 특징을 살펴보았다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제25권2호
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• pp.145-151
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• 2013

목 적: 본 연구에서 우리는 6 MeV 전자선의 조사야 확대에 따른 선량변화가 차폐물질 원자번호와 관계가 있음을 알아보고 그 영향인자를 분석 하고자 한다. 대상 및 방법: 먼저 평행평판형 전리함(Exradin P11)을 $25{\times}25cm^2$ 폴리스티렌 팬텀표면에 평탄하게 끼운다. 허용투과율 5% 두께의 알루미늄, 구리, 납 물질들을 팬텀 상단에 차폐시킨 후 조사야 $6{\times}6$, $10{\times}10$ 그리고 $20{\times}20cm^2$별로 측정하였다. 조사조건은 선원-표면간거리 100 cm에서 기준조사야인 $10{\times}10cm^2$에 6 MeV 전자선을 이용하여 100 cGy 조사하였다. 다음으로 MCNP (Monte Carlo N Particle Transport Code)를 이용하여 각 물질 통과 후 발생되는 광자수, 전자수, 그리고 축적에너지를 계산하였다. 결 과: 허용투과율 5% 두께에 대한 차폐물 종류에 따른 측정결과 조사야 $10{\times}10cm^2$을 기준으로 한 $6{\times}6cm^2$과 $20{\times}20cm^2$의 두께변화율은 알루미늄에서 각각 +0.06%와 -0.06%, 구리에서 각각 +0.13%와 -0.1%, 납에서 각각 -1.53%와 +1.92%였다. 계산결과 조사야 $10{\times}10cm^2$ 대비 $6{\times}6cm^2$, $20{\times}20cm^2$의 축적에너지는 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -4.3%와 +4.85%, 알루미늄 사용 시 각각 -0.87%와 +6.93%, 구리 사용 시 각각 -2.46%와 +4.48%, 납 사용 시 각각 -4.16%와 +5.57%였다. 광자수의 경우 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -8.95%와 +15.92%, 알루미늄 사용 시 각각 -15.56%와 +16.06%, 구리 사용시 각각 -12.27%와 +15.53%, 납 사용 시 각각 -12.36%와 +19.81%였다. 전자수의 경우 차폐를 하지 않았을 경우 각각 -3.92%와 +4.55%, 알루미늄 사용 시 각각 +0.59%와 +6.87%, 구리 사용 시 각각 -1.59%와 +3.86%, 납 사용 시 각각 -5.15%와 +4.00%였다. 결 론: 본 연구로 조사야 증가함에 따른 차폐물 두께가 저 원자번호에서 감소하며, 고 원자번호에서는 증가함을 볼 수 있었으며, 계산을 통해 저 원자번호물질에서는 저지방사선, 고 원자번호물질에서는 산란전자가 영향을 주는 것을 알 수 있었다.