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학술저널
저자정보
Khan, M J H (Atomic Energy Research Establishment) Rahman, M (Atomic Energy Research Establishment) Ahmed, F U (Bangladesh Atomic Energy Commission) Bhuiyan, S I (Bangladesh Atomic Energy Commission) Haque, A (Atomic Energy Research Establishment) Zulquarnain, A (Atomic Energy Research Establishment)
저널정보
대한방사선방어학회 방사선방어학회지 방사선방어학회지 제32권 제4호
발행연도
2007.1
수록면
190 - 193 (4page)

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The objective of this study is to recommend the radiation protection design parameters from the shielding point of view for concrete wall between the decay tank room and the primary pump room in TRIGA Mark-II Research Reactor Facility. The shield design for this concrete wall has been performed with the help of Point-kernel Shielding Code Micro-Shield 5.05 and this design was also validated based on the measured dose rate values with Radiation Survey Meter (G-M Counter) considering the ICRP-60 (1990) recommendations for occupational dose rate limit ($10{\mu}Sv/hr$). The recommended shield design parameters are: (i) thickness of 114.3 cm Ilmenite-Magnetite Concrete (IMC) or 129.54 cm Ordinary Reinforced Concrete (ORC) for concrete wall A (ii) thickness of 66.04 cm Ilmenite-Magnetite Concrete (IMC) or 78.74 cm Ordinary Reinforced Concrete (ORC) for concrete wall B and (iii) door thickness of 3.175 cm Mild Steel (MS) on the entrance of decay tank room. In shielding efficiency analysis, the use of I-M concrete in the design of this concrete wall shows that it reduced the dose rate by a factor of at least 3.52 times approximately compared to ordinary reinforced concrete.
#Concrete #Shielding #Dose Rate and Micro-Shield

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