• 제목/요약/키워드: QAD-CGGP

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핫셀시설의 방사선 안전성 평가 (Evaluation on the Radiological Shielding Design of a Hot Cell Facility)

  • 조일제;국동학;구정회;정원명;유길성;이은표;박성원
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제2권1호
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    • pp.1-11
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    • 2004
  • 한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60${\times}$$10^{-3}$, 2.99${\times}$$10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01${\times}$$10^{-2}$, 7.88${\times}$$10^{-2}$ mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.

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핫셀시설의 방사선 안전성 평가 (Dose-Rates Evaluation on a Reinforced Hot Cell facility)

  • 조일제;국동학;구정회;정원명;유길성;이은표;박성원
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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    • pp.584-589
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    • 2003
  • 차세대관리 종합공정 실증시설 핫셀은 최대 1,385 TBq의 선원의 취급시에도 방사선 선량율을 법규에서 규제하는 허용치 이하로 차폐능을 가질 수 있도록 설계되고 있다. 선량 제한 설계치를 만족시키기 위하여 각 구역에 대한 차폐보강 방안이 수립되었으며, 이의 검증을 위하여 QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 차폐 계산을 수행하여, 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. 핫셀 외벽에 대한 차폐 평가를 수행한 결과, QAD-CGGP 코드에 의한 작업구역에 대한 감마선 평가 결과는 $2.10{\times}10^{-3}$, $2.97{\times}10^{-2}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 $1.60{\times}10^{-3}$, $2.99{\times}10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 $1.01{\times}10^{-2}$, $7.88{\times}10^{-2}$ mSv/h로 평가되었다 중성자에 의한 선량률은 감마선에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내는 것을 알 수 있었으며, 차폐벽의 각종 Penetration 및 Toboggan 경우 부분적인 납 차폐보강이 필요하였다.

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DEVELOPMENT OF POINT KERNEL SHIELDING ANALYSIS COMPUTER PROGRAM IMPLEMENTING RECENT NUCLEAR DATA AND GRAPHIC USER INTERFACES

  • Kang, Sang-Ho;Lee, Seung-Gi;Chung, Chan-Young;Lee, Choon-Sik;Lee, Jai-Ki
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제26권3호
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    • pp.215-224
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    • 2001
  • In order to comply with revised national regulationson radiological protection and to implement recent nuclear data and dose conversion factors, KOPEC developed a new point kernel gamma and beta ray shielding analysis computer program. This new code, named VisualShield, adopted mass attenuation coefficient and buildup factors from recent ANSI/ANS standards and flux-to-dose conversion factors from the International Commission on Radiological Protection (ICRP) Publication 74 for estimation of effective/equivalent dose recommended in ICRP 60. VisualShieid utilizes graphical user interfaces and 3-D visualization of the geometric configuration for preparing input data sets and analyzing results, which leads users to error free processing with visual effects. Code validation and data analysis were performed by comparing the results of various calculations to the data outputs of previous programs such as MCNP 4B, ISOSHLD-II, QAD-CGGP, etc.

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