• 한국방사선학회논문지
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• 제15권5호
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• pp.755-760
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• 2021

본 연구에서는 IPEM(The Institute of Physics and Engineering in Medicine) Report 78의 진단용 엑스선 발생장치에서 방출되는 엑스선 스펙트럼 데이터를 이용하여 의료 환경에서 사용되는 주요 엑스선 방호장비의 차폐율을 계산하고, 방사선 방호분야 적용가능성을 알아보았다. 진단용 엑스선 방호에 이용되는 납 앞치마(0.3 mmPb), 갑상샘 차폐체(0.5 mmPb), 납 고글(0.5 mmPb), 납 유리(1.8, 2.7, 3.3 mmPb)를 대상으로 에어커마와 엑스선 총강도의 감소율을 통해 방사선 차폐율을 계산하였다. 그 결과 에어커마 감소율로 계산한 차폐율은 80 kV에서 96.31~100 %범위였고, 120 kV에서는 90.35~100%범위로 나타났다. 또한 본 계산의 결과가 실제 차폐율 측정한 선행연구결과와 잘 일치하여 IPEM Report 78의 엑스선 스펙트럼 데이터가 방사선 방호에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.361.1-361.1
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• 2003

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.421.1-421
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.64-64
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• 2002

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권7호
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• pp.86-91
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• 2016

가공배전선에 의하여 통신선에 유도되는 전압을 계산하는데에 있어서 기존의 중성선 차폐계수를 단일의 값으로 사용함으로 인한 과다 오차 발생 문제를 해결하기 위하여 실제 배전 구간의 전주 접지 마다 발생하는 누설전류에 의한 대지귀로전류의 영향이 반영된 일반식이 개발된 바 있다. 각 전주 접지에서 발생하는 누설전류의 근원은 중성선에 유입되는 불평형전류이다. 그러므로 누설전류와 그 합인 대지귀로전류는 이 불평형전류에 대한 각 전주 위치에서의 누설율들의 합성적 인수 관계로 표현이 가능하다. 본 논문에서는 결국 원래의 일반식을 누설율의 관점에서 전개하여 좀더 실용적인 의미를 갖도록 하였다. 이렇게 하면 유도의 원천 전류인 중성선 불평형전류에 대한 누설전류 요율만의 합성 인수로 대체된 중성선 차폐계수 계산식이 도출된다. 이 계산식의 의미는 전 배전 구간에서 중성선에 의한 차폐 효과가 일정한 것이 아니라 유도 구간의 위치에 따라서 원래 유도를 발생시키는 전류인 중성선 불평형전류의 양이 달라지는 요율을 말한다는 것이다. 이와 같은 방식으로 계산하였을 때 기존 방식에 비하여 과소 예측에 대하여는 14% 증진율을, 과다 예측에 대하여는 평균 1/10 수준으로의 감소 효과를 기대할 수 있다.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제14권2호
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• pp.457-466
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• 2014

고 에너지 전자선 치료에 있어서 차폐물질은 종양조직 외 정상조직이나 주요장기를 보호하기 위해 사용된다. 하지만 이러한 물질에서 발생되어지는 산란선은 심부선량에 영향을 줄 수 있으며, 물질원자번호에 따라 다르게 나타난다. 이에 차폐물질로써 사용가능한 알루미늄, 구리, 납 등의 다양한 원자번호 물질을 전하 감약율 95% 되는 두께로 하여 측정과 MCNPX 모의계산으로 산란율을 비교분석하였다. 산란선 영향을 많이 받는 표면의 선량변화율은 최대 물질두께에서 +0.88%, 원자번호에서 +0.43%의 영향을 받으며, 전하 감약율 95% 되는 두께의 알루미늄, 구리, 납 물질은 측정에서 +19.70%, +15.20%, +12.40% 계산에서 +25.00%, +15.10%, +13.70%를 보였다. 이로 인해 산란율은 물질두께가 원자번호보다 많은 영향을 주며, 산란전자가 광자보다 많은 기여를 하고 있음을 알 수 있었다. 이에 임상에서의 적절한 차폐물질은 두께영향 산란선이 적게 방출되는 고 원자번호물질이 적당하다고 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.37-50
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• 2020

In this paper, an overview of the scoping calculation results is provided with respect to criticality and radiation shielding of two KBS-3V type PWR SNF disposal systems and one NWMO-type CANDU SNF disposal system of the improved KAERI reference disposal system for SNFs (KRS⁺). The results confirmed that the calculated effective multiplication factors (k_eff) of each disposal system comply with the design criteria (< 0.95). Based on a sensitivity study, the bounding conditions for criticality assumed a flooded container, actinide-only fuel composition, and a decay time of tens of thousands of years. The necessity of mixed loading for some PWR SNFs with high enrichment and low discharge burnup was identified from the evaluated preliminary possible loading area. Furthermore, the absorbed dose rate in the bentonite region was confirmed to be considerably lower than the design criterion (< 1 Gy·hr^-1). Entire PWR SNFs with various enrichment and discharge burnup can be deposited in the KRS⁺ system without any shielding issues. The container thickness applied to the current KRS⁺ design was clarified as sufficient considering the minimum thickness of the container to satisfy the shielding criterion. In conclusion, the current KRS⁺ design is suitable in terms of nuclear criticality and radiation shielding.

• 비파괴검사학회지
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• 제14권4호
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• pp.228-236
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• 1995

본 연구에서는 비파괴검사 방법의 하나인 gamma scanning test에 의한 대단위 차폐체의 결함을 평가하는 방법을 제시하고 방사선 차폐를 해석하는 유용한 방법중의 하나인 Monte Carlo 코드로 이에 대한 검증을 하였다. Gamma scanning test로 차폐체의 결함을 평가하기 위한 모델은 원통형 차폐체를 대상으로 하였다. 먼저 방사성물질 운반용기에 대한 설계기준에 따라 기준차폐체를 설치하여 Co-60 선원과 섬광계수기로 기준치를 측정하고, 그 다음 실물의 원통형 차폐체를 측정하였다. 기준치로 원통형 차폐체의 납두께를 환산한 결과 결함두께는 최대 12mm로 평가되었다. 이를 검증하기 위한 MCNP 코드의 계산에서는 결함두께가 실험적 결과에 비해 4.1%에 해당하는 최대 11.6mm를 나타내었으며, 두 결과가 만족할 정도로 일치함을 보여주고 있다. 따라서 이러한 평가방법은 방사성물질을 사용하는 시설에 설치되는 대단위 방사선 차폐체나 대용량의 운반용기 차폐능 검사시 현장에서 적용시킬 수 있으며 측정치의 신뢰도를 제고할 수 있다. 앞으로 보다 정확한 측정을 위하여 차폐체의 두께 측정결과가 화면에 직접 표시되는 측정장치의 연구 개발이 요구된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.210-214
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• 2004

PET에 사용되는 조영제는 생산과정 중에 다량의 중성자가 발생한다. 발생된 중성자는 주로 콘크리트 구조물로 차폐를 하게 되며 가속기 시설의 차폐 평가는 구조물 외부로 방출되는 방사선의 선량을 측정하게 된다. 즉 콘크리트를 통과하면서 에너지를 잃은 중성자와 콘크리트를 이루는 물질과 중성자간의 상호작용으로 생성되는 광자의 선량을 측정하여 선량을 평가하게 된다. MCNPX 코드2)를 이용하여 가속기 시설의 콘크리트 구조물 외부로 방출되는 중성자 선량과 광자선량을 계산한 결과, 원자력법에서 정한 법정 제한 선량에 훨씬 못 미치는 것을 알 수 있었다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2011년도 제42회 하계학술대회
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• pp.549-550
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• 2011

In this study simple formula of magnetic field in case of shield with finite-width infinite-length were deduced. By using these formula calculation is very fast and programing is easy. The formula are applicable to analysis of shielding effectiveness and the design for shield of distribution lines.