방글라데시에서는 유일하게 TRIGA Mark-Ⅱ(3 MW)가 연구용 원자로로서 운영되고 있다. 방글라데시 원자력에너지 위원회(BAEC)는 TRIGA Mark-Ⅱ를 방사선 시설로 고려하여 운영, 유지하고 있다. 방사성 폐기물은 원자력 시설에서 발생하는 폐기물뿐만 아니라 병원, 연구기관, 산업체 등에서 나오는 폐기물도 포함된다. 방글라데시에서는 날로 증가하는 방사성폐기물을 IAEA 방사선 안전방침에 따라 중ㆍ저준위 폐기물로 분류하여 관리하고 있다. 따라서, 중ㆍ저준위 폐기물 저장시설은 방글라데시의 안전한 방사성 폐기물 관리에 큰 의미를 가지며, 이 연구는 저장시설 설계에 매우 중요하다.
이 연구의 기본 목적은 방사선 안전을 위해 민감도 분석을 통해 중ㆍ저준위 폐기물 저장시설 차폐물 설계의 변수들을 제안하는 것이다. 이 연구에서의 차폐물 설계는 ICRP-60(1990)의 작업자 피폭 제한치 (10 μSv/hr) 를 고려하여 Monte Carlo Code MCNP-4C와 Point Kernel Code MicroShield 5.05에 의해 수행되었다. 좀더 보수적인 결과를 위해 이 연구에서는 위치가 다른 각 선원에서의 방사선량을 9 μSv/hr 이하로 고려하였다. MicroShield Code의 여러 가지 제한들 때문에 MCNP4C가 MicroShield보다 더 좋은 결과를 나타냈다. 따라서 방사선 차폐물 설계의 변수들은 신뢰도가 높은 MCNP4C로 계산된 결과에 근거하여 제안되었으며 다음과 같다:
(ⅰ) 저장시설 건물의 바닥 : 두께 51 cm의 Ilmenite-Magnetite Concrete (IMC) 또는 58 cm의 Ordinary Reinforced Concrete (ORC)
(ⅱ) 저장시설 건물 주위를 둘러싸는 벽 : 두께 5 cm의 iron + 36 cm의 IMC
(ⅲ) 저장시설 건물의 문 : 두께 10 cm의 iron + 5 cm의 lead
(ⅳ) 저장시설 건물의 지붕: 두께 23 cm의 IMC + 5 cm의 iron + 2 cm의 lead
MCNP-4C를 이용한 차폐 효율 결과는 IMC가 ordinary reinforced concrete (ORC)와 비교하여 유효등가선량을 주위를 둘러싸는 벽, 바닥, 지붕 각각에 대해 2.45, 3.39, 1.80배 이상 감소시킨다는 것을 보여준다.
또한, 이 연구의 목적은 폐기물 저장 시설의 건설과 운영의 경험이 없는 방글라데시의 방사선 저장시설 안전에 중요한 의미를 갖는 방사선 차폐 분석을 통하여 미래의 중ㆍ저준위 폐기물 저장시설 건설의 세부적인 설계에 도움을 줄 수 있는 방사선 차폐 정보를 얻는 것이다.
