초록 ▼

우리나라에서는 원자력 산업과 의료산업 및 농업 분야 등에서 방사성동위원소의 이용 및 취급이 증대되고 있다. 이러한 방사성동위원소의 이용 및 취급이 증대됨에 따라, 취급자 및 방사선 작업장에 노출된 종사자들의 피폭 또한 증가될 것으로 예상된다. 체외피폭이 중요시 되는 방사성동위원소의 이용의 경우 방사선피폭을 절감하기 위해서 작업시간의 단축, 선원과의 거리, 차폐에 의한 제어가 요구되어 진다.
본 연구에서는 대표되는 선원의 형태로서 점선원과 실린더선원의 경우에 대하여 차폐체의 종류(콘크리트와 납)와 두께를 각각 다르게 설정하여

우리나라에서는 원자력 산업과 의료산업 및 농업 분야 등에서 방사성동위원소의 이용 및 취급이 증대되고 있다. 이러한 방사성동위원소의 이용 및 취급이 증대됨에 따라, 취급자 및 방사선 작업장에 노출된 종사자들의 피폭 또한 증가될 것으로 예상된다. 체외피폭이 중요시 되는 방사성동위원소의 이용의 경우 방사선피폭을 절감하기 위해서 작업시간의 단축, 선원과의 거리, 차폐에 의한 제어가 요구되어 진다.
본 연구에서는 대표되는 선원의 형태로서 점선원과 실린더선원의 경우에 대하여 차폐체의 종류(콘크리트와 납)와 두께를 각각 다르게 설정하여 선원과의 거리에 대한 선량을 MCNPX라는 전산해석코드로 설계하였다. MCNPX 값에 대한 유사성을 비교하기 위하여, 제주대학교 방사선응
과학연구소 소재의 $^{60}{Co}$ 선원을 이용하여 차폐조건을 달리하면서 실측한다. 실측된 값은 MCNPX 해석값과 비교하였다. 이러한 과정을 통해 확인된 MCNPX의 값은 Fitting 과정을 통하여 각 경우에 대한 함수값을 산출하였다. 최종적으로 LabVIEW를 이용하여 차폐체의 종류와 두께, 그리고 선원의 종류와 방사능 및 측정거리에 따라 달라지는 공기흡수선량의 값을 출력하는 선량계산 프로그램을 개발하였다.
이러한 선량계산 프로그램은 방사선장 환경에서 작업하는 종사자나 취급자 및 관련 업자, 병원등에 종사하는 비전문가들이 PC상에서 간단한 조작으로 알고자 하는 위치에 선량을 계산하여 방사선장 환경이 변경되는 경우에도 사전에 계산하여 피폭선량을 줄일 수 있는 조건들을 설계할 수 있다. 더 나아가, 제작된 선량계산 프로그램은 선원의 관리 및 작업자의 피폭선량에 대한 관리, 예방에 도움이 될 것으로 기대한다.

Abstract ▼

In Korea, the use and handling of radioisotope is increasing in nuclear power industry, medical industry and agricultural industry and many other fields. According to this, the increase of radiation exposure of workers who are bared in every radiation workplaces also can be expected. Radisotope atta

In Korea, the use and handling of radioisotope is increasing in nuclear power industry, medical industry and agricultural industry and many other fields. According to this, the increase of radiation exposure of workers who are bared in every radiation workplaces also can be expected. Radisotope attaches importance to radiation exposure of body case relatively to others. In this case, the shorter working hours, distance of sources, and shielding for radiation exposure avoidance are required. In this paper, as form of primary source, established the species of shielding (concrete and lead) and thick (each one is different) about the case of point source and cylinder source as well as desired some dose about distance of the source with data processing interpretive code. To give reliability to MCNPX value, the measurement occurred while changing shield condition of 60Co source from Jeju University Applied Radiological Science Research Institute. When measured value and MCNPX interpretive value compared, the values were able to confirm MCNPX value has gotten reliability. That was computed the function value about each case throughout fitting process. In conclusion, Using the LabVIEW Program, this paper developed Dose rate calculation program, which prints the species and thickness of shielding, kinds of source and air absorbed dose that varies to radioactive and measuring distance.

목차 Contents

• 최종보고서 ...1
• 요약 ...2
• 1. 서론 ...3
• 2. 이론적 배경 ...3
• 2-1. MCNP(Monte-Carlo N Particle) ...3
• 2-2. 감마선 차폐 ...4
• 2-3. Labview ...5
• 3. 실험 및 계산 방법 ...5
• 3-1. 전체적인 개요 ...5
• 3-2. MCNPX 코드를 통한 선량평가 ...6
• 3-3. 실험을 통한 선량평가 ...7
• 3-4 데이터베이스 구축 ...9
• 3-5. LabView를 이용한 선량계산기 개발 ...9
• 4. 결과 및 고찰 ...10
• 4-1 실험을 통한 선량 값과 MCNPX코드를 통한 선량 값의 정규화 분포 ...10
• 4-2. 함수의 도출 ...10
• 4-3 LabVIEW를 이용한 선량계산 프로그램 제작 ...13
• 5. 결론 ...13
• 참고문헌 ...14