• 제목/요약/키워드: MCNP코드

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경주 중·저준위방사성폐기물 처분시설의 방폐물검사건물에서 해체 방사성폐기물 대상 방사선작업종사자의 피폭선량 평가 및 작업조건 도출 (The Assessment of Exposure Dose of Radiation Workers for Decommissioning Waste in the Radioactive Waste Inspection Building of Low and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility)

  • 김린아;도호석;김태만;조천형
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제18권2_spc호
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    • pp.317-325
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    • 2020
  • 한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

Fluence Monitor를 이용한 HANARO 노심 내 중성자 플루언스 측정 (Neutron fluence measurement at HANARO using fluence monitor method)

  • 이승규;조광호;주기남;박진석;김용균
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제36권4호
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    • pp.200-208
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    • 2011
  • Fluence monitor(F/M)는 조사 시편을 원자로의 노심에 넣은 후 방사화 된 조사 시편의 방사능을 측정한 후 역산하여 중성자의 선량을 계산하는 기법으로 원자로내의 중성자 분포를 조사하기 위하여 반드시 필요한 기술이다. 이 기술은 중성자에 대한 에너지 스펙트럼 측정이 간접적으로 가능하며, 현존하는 중성자 분포 측정 기법 중에서 우수한 정밀도를 지니고 있다. 하나로(HANARO)에서 수행하는 재료조사 시험에서의 중성자량 측정을 위하여 본 연구에서는 지름 0.1 mm, 길이 3 mm 미만의 질량 150~200 ${\mu}g$ 범위, 순도 99.9% 이상의 Fe, Ni, Ti 와이어를 F/M 시편으로 사용하였다. 이 시편은 알루미늄 캡슐에 봉입하여 30 MW 의 하나로 OR5공에 약 25일간 조사하였다. 조사를 마친 시편은 high purity germanium (HPGe) detector를 이용하여 감마선을 측정하였고, SAND-II code로 reaction rate와 중성자 cross-section등을 고려하여 fluence monitor 위치에서의 중성자 플루언스를 계산하였다. F/M이 장착 되었던 하나로 OR5공의 중성자 플루언스 값은 MCNP 코드를 이용하여 계산된 결과를 사용하였으며, SAND-II code로 장착된 F/M 위치에서의 중성자 플루언스를 계산하여 적용된 시편의 reaction에 따른 결과값의 차이를 비교 분석하였다.

방사선 방어시설 구축 시 활용 가능한 관전압별 납 시트 차폐율 성능평가 및 실측 검증 (Evaluation and Verification of the Attenuation Rate of Lead Sheets by Tube Voltage for Reference to Radiation Shielding Facilities)

  • 이기윤;정경환;한동희;김장오;한만석;길종원;백철하
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제17권4호
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    • pp.489-495
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    • 2023
  • 방사선 방어시설은 진단용 방사선 발생장치가 설치되어 있는 장소에 구축되어 환자, 방사선 작업 종사자 등의 피폭을 방지한다. 본 연구에서는 이러한 방사선 방어시설의 주 재료인 납에 대해 최대관전압별 차폐 두께의 경향성을 몬테칼로 시뮬레이션과 실측을 통해 비교 검증하고자 한다. 몬테칼로 시뮬레이션 코드 중 Monte Carlo N-Particle 6를 활용하였으며 해당 시뮬레이션 상에 모사한 납 차폐 구조도는 선원과 납 시트 사이의 거리는 100 cm, 조사야 크기는 10 × 10 cm2이며 관전압은 80, 100, 120, 140 kVp로 설정하였다. 각 관전압별 에너지 스펙트럼을 산출하여 시뮬레이션에 적용하였다. 80, 100, 120, 140 kVp별 각각 50, 70, 90, 95% 차폐율을 보이는 납 두께를 산출하였다. 80 kVp에서 각 차폐율에 해당하는 두께는 각각 0.03, 0.08, 0.2 1, 0.33 mm이며, 100 kVp에서는 0.05, 0.12, 0.30, 0.50 mm, 120 kVp에서는 0.06, 0.14, 0.38, 0.56 mm, 140 kV p에서는 0.08, 0.16, 0.42, 0.61 mm로 나타났다. 산출된 납 두께에 대해 실측을 진행하였으며 사용된 방사선 발생장치는 GE Healthcare 사의 Discovery XR 656이며 선량계측기의 경우 IBA 사의 MagicMax이다. 실측결과 80 kVp에서 각 두께별 차폐율은 43.56, 70.33, 89.85, 93.05%였으며 100 kVp에서는 52.49, 72.26, 86.31, 92.17%, 120 kVp에서는 48.26, 71.18, 87.30, 91.56%, 140 kVp에서는 50.45, 68.75, 89.95, 91.65%.로 나타났다. 시뮬레이션과 실측을 비교한 결과 두 값의 차이가 평균 약 3% 이내로 작은 것으로 확인되었다. 본 연구의 결과는 몬테칼로 시뮬레이션의 신뢰성을 검증함과 동시에 향후 방사선 방어시설의 구축에 있어 기초 데이터로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.