• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.269-274
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• 1996

월성원자력발전소 2호기와 같은 CANDU 6형 원자로의 반응도제어기구 설치대에는 여러 반응도제어기구가 삽입되기때문에 원자로심으로부터의 방사선흐름현상으로 인한 방사선피폭이 예상될 수 있는 위치이다. 좁고 긴 반응도제어기구 도관에서의 방사선 흐름으로 인한 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량을 예측하기 위해 몬테 칼로 MCNP 코드를 1차원 각분할법 코드인 ANISN과 연계하여 사용하였다. 월성원자력2호기의 상단차폐해석을 위한 ANISN 계산, 도관의 방사선흐름을 평가하기 위한 MCNP 계산, 그리고 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량율 평가를 위한 MCNP 계산등 3단계 계산 기법의 적응이 시도되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.139-146
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• 1996

도로건설시 다짐조절은 안정성과 내구성 향상에 중요한 의미를 가지며 이러한 다짐조절에 있어서 수분함량의 측정은 매우 중요하다. 이전에는 흙의 수분함량을 측정하기 위한 계기를 설계하기 위하여 주로 실험에 의한 방법을 사용하였으나 본 연구에서는 3차원 모델링이 가능한 MCNP코드$^{(1)}$ 를 이용하여 계측기 설계에 있어서 중요한 설계변수인 방사선원의 위치와 측정계기 사이의 거리 그리고 계기구성요소인 검출기의 위치, 개수, 흡수재, 감속재의 기하학적 구조 등을 계산하여 설정하였다.

• 전자공학회지
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• 제28권10호
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• pp.102.2-103
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• 2001

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권1호
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• pp.46-55
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• 1989

사용후 핵연료 용기에 대한 중성자 차폐 해석을 위하여 각분할법 코드인 ONEDANT 및 XSDRN과 몬테칼로 코드인 MCNP를 사용하였다. ORIGEN-S로 부터 결정된 선원항이 ONEDANT및 XSDRN에 각각 이용되었고, MCNP에 입력되는 선원항으로는 ONEDANT와 XSDRN으로 부터 계산된 중성자 스펙트럼을 사용하였으며, 중성자 에너지군은 27군과 10군으로 하였다. 감손 우라늄을 중성자 차폐 물질로 사용하였을 경우, MCNP의 계산 결과에 대하여 ONEDANT의 계산결과는 10%, XSDRN은 20% 이내에서 접근하였다. 또한, MCNP의 계산 결과에 의하면, 고려한 중성자 차폐물질의 성능은 감손 우라늄, 철, 그리고 납의 순으로 좋은 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권4호
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• pp.289-298
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• 1997

중성자 수분함량 측정기의 개발에 있어서 중성자 계측값과 흙속의 수분함량에 대한 관계식을 유도하기 위해서는 공시체 제작 등의 많은 실험을 통해 유도한 교정식이 필요하다. 또한 공시체 제작 및 측정실험의 통계적 오차를 줄이기 위해서는 많은 시간과 노력이 필요하다. 하지만 몬테카를로방법을 사용한 전산코드를 이용하여 수행할 경우 시간과 노력을 줄일 수 있을 뿐만 아니라, 보다 일반적인 흙에 대한 교정식을 얻을 수 있다. 본 연구에서는 중성자의 수송문제를 계산하는데 유용한 MCNP4A 전산코드를 이용하여 실제 실험을 모사하였다. 또한 모사결과를 공시체를 제작하여 실험한 결과와 비교하였다. 비교결과 실제실험의 결과와 모사 범위 내에서 일치함을 알 수 있었다. 중성자 수분함량 측정기의 교정식 도출 및 교정상수를 결정하기 위해 적용할 수 있음을 알 수 있었다. 또한 수분함량 측정기의 계측값에 영향을 미치는 인자중의 하나인 흙의 건조밀도 변화에 대한 영향을 살펴보았다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제19권1호
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• pp.21-34
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• 2008

환자의 CT자료를 기반으로 만들어진 3차원상의 표적물질에 전자 및 광자의 전달 현상을 계산하는 몬테카를로(MC) 도즈계산용 병렬프로그램 (PMCEPT 코드)을 개발하여 베어울프 PC 클러스터에 탑제하였다. 시뮬레이션에서 오차를 최소화하고 코드를 더욱 발전시키기 위해서는 현재의 MC 코드의 한계를 아는 것이 매우 유익하다. 이러한 관점에서 저자는 PMCEPT코드를 이용하여 이질 혹은 동질의 표적물질에서 표준화된 깊이 도즈를 계산하여 잘 알려진 다른 코드들, MCNP5, EGS4, DPM, GEANT4 및 실험결과와 비교를 하였다. PMCEPT결과는 이질 혹은 동질의 표적에서 다른 코드들과 $1{\sim}3%$ 오차 범위 안에서 잘 일치하였다. 계산시간 비교에 있어서도 PMCEPT 코드가 MCNP5 보다는 약 20배, GEANT4코드보다는 약 3배정도 빨랐다. 이러한 결과를 종합하면, PMCEPT코드는 의학물리분야의 시뮬레이션 코드로 사용하기에 매우 좋은 것으로 사료된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.735-740
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• 1998

방사성동위원소를 이용한 아스팔트함량 측정장비의 실험적인 방법에 의한 설계는 많은 시간과 비용이 소요되므로, 코드모사를 통해 설계할 경우 이러한 노력을 줄일 수 있다. 본 연구에서는 장비의 활용성을 증대시키기 위해 법적 규제 면제치인 100 $\mu$Ci이하의 방사성동위원소를 이용하며, 6%의 아스팔트함량을 갖는 혼합물을 5분간 측정하였을 경우 0.2%이내의 함량측정오차를 갖는 장비를 MCNP 코드를 이용하여 설계하였다 또한 코드 모사를 통한 설계를 바탕으로 장비를 제작한 후 5개의 시료에 대한 함량을 측정하고 그 결과를 비교하여 코드의 적용가능성을 검증하였다 실험결과 6.03% 아스팔트 함량을 가진 시료를 5분간 측정하여 5.85%의 함량을 얻을 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제16권1호
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• pp.25-32
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• 1991

MCNP 코드를 사용하여 LAEA에서 권고하고 있는 물팬톰과 미국내 선량계 성능시험 프로그램에서 규정하고 있는 PMMA 펜톰내 0.07mm 및 10mm 깊이에서의 환산인자 H(d)/Ka을 계산하였다. 계산은 팬톰의 한면에 수직으로 입사하는 단일에너지 광자의 확장정열범에 대해 수행하였다. 결과는 팬톰내에서 정의되는 선량당량으로 선량계를 교정할 때 환산인자로 사용될 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.403.1-403
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• 2001

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제19권1호
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• pp.13-22
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• 1994

CANDU 6 중수형 원자로 운전중에 Calandria Shell내에서 발생하는 $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포와 CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐구조에서의 방사선 선량률을 계산하기 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 MCNP 4.2 코드를 사용하였다. 계산결과, Mainshell, Annular Plate와 Subshell내 의 열중성자속분포는 $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$로 나타났고, 이는 DOT 4.2 코드의 계산결과와 비교해 볼 때 약간 큰 값들의 분포를 보여주고 있다. 이 계산결과의 응용으로서 작업자 접근가능지역 (Worker Accessible Areas)에서의 감마선량률을 계산해본 결과 설계목표치인 $6{\mu}Sv/h$보다 낮은 값을 주는 것으로 나타났다. $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포에 대한 MCNP 4.2 코드의 계산결과는 CANDU 6형 원자로의 방사선 차폐해석에 중요한 자료로 널리 이용될 수 있을 것이다.