• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.315-325
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• 1990

방사성페기물 처분장의 안전성평가에 사용될 핵종유출 선원항 컴퓨터 코드 REPS를 개발하였다. 신뢰할만한 핵종별 침출율 예측을 위하여 REPS코드에서는 콘크리트 구조물의 열하시간, 부식의 형태와 부식율, 드럼표면의 부식면적비, 그리고 핵종의 특성등이 고려되었다. 핵종유출 선원항 REPS모텔로부터 예측된 각 핵종별 침출율이 실제 실험결과와 어느정도 일치하는지를 알아보기 위하여 Cs-137, Sr-85, 그리고 Co-60등을 선택하여 검증하였다. 세슘과 스트론튬은 조화용해 모형식을 사용하여 침출실험 데이타를 재현할 수 있었다. 이에 비해 침출이 느리게 일어나는 코발트의 경우 고화체내에서의 확산에 의한 침출 모형식이 적합함을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.899-904
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• 1995

원자로 수명기간동안 압력용기의 중성자 조사량 계산은 사용된 핵단면적자료, 모델링시의 기하학적인 단순화 및 가정, 그리고 선원항 선정에 있어서의 가정 등에 의한 불확실성을 포함하고 있다. 이중 핵단면적자료는 이론 및 실험의 발전에 따라 계속 개선되고 있으며 Regulatory Guide(1)에서는 압력용기에서의 중성자 조사량 계산시 가장 최근의 핵자료를 적용할 것을 명시하고 있다. 특히 기존의 ENDF/B-IV나 ENDF/B-V에 포함된 철 핵단면적이 중성자 투과를 작게 평가하고 있음이 밝혀지면서[2] 새로운 핵단면적의 채택이 필요하게되었다. ENDF/B-Vl 핵자료는 개선된 철의 핵단면적을 포함하여 여러 가지 최근의 계산 및 실험치를 바탕으로 생산되었다. 따라서 ENDF/B-Vl를 근거로 하고 있는 BUGLE93[3]을 이용하여 원자로 내부구조물 및 압력용기에서의 고속중성자속 계산을 수행하였다. 그리고 기존의 핵자료를 근거로 예측한 울진 3,4호기 원자로의 수명기간 중 압력용기 중성자 조사량 계산의 타당성을 검토하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권4호
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• pp.211-218
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• 1998

감마선원과 피폭자 사이의 거리, 방사선원의 크기 그리고 평균 감마에너지에 따른 외부 감마 피폭선량률의 변화를 분석하였다. 임의 형태로 공기중과 지표에 침적된 방사성물질로부터 외부 감마 피폭선량을 평가하기 위해 개발된 방법을 이용하여 분석을 수행하였다. 공기중의 점선원과 피폭자 사이의 거리가 10 m 이내로 짧은 경우에는 평균 감마에너지가 0.07 MeV에서 피폭선량률이 최소값을 나타내고, 거리가 20 m 이상으로 멀어지면 감마에너지의 증가에 따라 계속적으로 피폭선량률이 증가한다. 반경 40 m 이상의 반구형태의 방사능 구름으로부터 반구의 중심에 위치한 피폭자의 경우에는 감마에너지 증가에 따라 계속적으로 피폭선량률이 증가한다. 지표에 침적된 방사선원으로부터 피폭을 받는 경우에는 지표선원의 면적크기에 상관없이 0.07 MeV에서 최소 피폭선량률이 나타난다. 분석결과 방사선원의 분포형태와 평균 감마에너지가 외부 감마피폭선량의 변화에 큰 영향을 미치고 있음을 알 수 있었다.

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 1999년도 추계학술대회 논문집
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• pp.409-410
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• 1999

여천산업단지는 1969년 총면적 583만평 규모로 조성되어 96년 현재 96개 업체가 입주하여 연간 생산액이 13조원에 이르는 대규모 공단으로 성장하였다(한국과학기술원, 1996). 특히, 1996년 대기보전 특별대책지역으로 지정되어 엄격한 배출기준이 적용되는 지역이며, 현재 인근지역인 광양 등을 대기환경 규제지역으로 지정하고자 논의되고 있는 실정이다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.965-970
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• 1995

원자력병원의 MC-50 싸이클로트론을 이용하여 표준선원용으로 사용되는 $^{54}$Mn를 $^{59}$ Co(p, $\alpha$pn) 핵반응으로 생산하고 이온교환수지법을 통하여 무담체의 $^{54}$Mn를 11.85$\mu$Ci/ $\mu$Ah의 수율로 분리하였다. 또한 $^{59}$ Co(p,$\alpha$pn)$^{54}$Mn 핵반응에 대한 여기함수를 stacked foil 방법으로 측정하였고, 그 결과 threshold energy는 27.3 MeV이었으며 41.2MeV에서 최대치의 핵반응단면적 47.4mb를 나타내었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.45-52
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• 1996

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.63-70
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• 1993

암반동굴 타입의 저준위방사성폐기물 처분장의 보수적인 안전성평가를 처분장 선원항 REPS 모델을 사용하여 수행하였다. 신뢰할만한 핵종별 침출율 예측을 위하여 REPS 모델에서 콘크리트 구조물의 열하시간, 부석의 형태와 부식율. 드럼표면의 부식면적 비, 그리고 핵종의 특성등이 고려되고 있다. 예비평가의 결과로 Cs-137, Ni-63, Sr-90등이 주요한 핵종임을 알 수 있다. 파라메타의 불확실성과 민감도분석을 위하여 라틴하이퍼큐브 샘플링과 Rank Correlation 기법이 사용되었다. 침입자 시나리오를 적용하였을 경우의 예상 피폭선량도 허용치 이하임과 처분장의 환경영향평가에 있어서 비교적 불확실성이 적은 Near Field의 중요성에 대한 인식이 새롭게 강조되어야 할 필요가 있음을 알 수 있었다.

• 분석과학
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• 제9권3호
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• pp.262-269
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• 1996

저준위 및 환경준위의 알파입자 방출핵종의 방사능을 측정하기 위한 다중선 비례계수기를 개발하였다. 비례계수기의 외부 크기는 $350{\times}290{\times}30mm$이고, 측정이 가능한 측정선원의 최대 면적은 $250{\times}200mm$이다. 비례계수기의 재질은 최소의 background와 외부충격에 의한 형태변형을 방지하기 위해 스테인리스 스틸을 사용하였고, 양극선 및 음극선의 재질은 직경 $50{\mu}m$의 스테인리스 스틸 wire로서, 전체 전극선의 수는 각각 21개와 42개이다. 계수효율을 최대로 하고 검출기벽에 의한 흡수효과를 제거하기 위해서 측정선원은 검출기 내부에 위치하도록 하였으며, 선원두께에 의한 효율변화를 방지하기 위하여 선원 높이를 10mm까지 조절할 수 있도록 설계하였다. 제작된 검출기는 plateau, 작동전압, background, 계수효율, 선원위치에 따른 감도, 에너지분해능 등의 특성조사를 수행하였다. $^{241}Am$ 핵종의 경우, 시료 1L를 처리하여 50,000초를 측정하였을 때의 LLD(Lower Limit of Detection)는 5.0 mBq/L로 산출되어 ISO(International Organization for Standardization)에서 규정하고 있는 환경준위의 알파업자 측정용 장치의 LLD인 40mBq/L 보다 낮은 방사능을 분석할 수 있는 양호한 환경방사능 측정장치인 것으로 판명되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제8권1호
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• pp.26-32
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• 1983

Co-60과 Cs-137의 감마선원이 균일하게 분포된 ICRU의 표준 조직등가 물질에서 광자의 감속과 이감속과정에서 생성된 전자의 감속을 결합시킨 에너지 분포를 비적길이의 함수로서 계산하였으며 계산은 최적 전산코드의 입력으로서 최근의 핵단면적 데이터를 사용하였다. 본 논문에서는 이론적 계산방법을 상세히 기술하였으며 계산 결과는 그림으로 나타내었다. 그 결과, 미소 비적길이의 함수로서 정의되는 에너지 분포는 상이한 에너지의 감마선원에 대해 동일한 형태로 나타나며, 초기광자는 어느 에너지 이하로 감속되지 않기 때문에 $T=(1/T_0+2/m_0c^2)^{-1}$의 에너지에서 불연속이 나타난다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권1호
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• pp.9-13
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• 2007

원통형 용기에 담긴 액체 혼합선원의 HPGe 검출기 교정용 스펙트럼으로부터 스펙트럼 분석 교육을 위한 모사 스펙트럼을 개발하였다. 모사 스펙트럼은 측정된 스펙트럼으로부터 피크를 분리한 후, 채널별 계수들의 변동이 제거된 스펙트럼을 결합한 것이다. 모사 스펙트럼의 통계적 변동은 Box-Muller 함수로 만들었다. 이 스펙트럼은 18개의 피크를 포함하고 있다. 각 피크의 중심 위치 및 면적 등은 정확하게 정의되었다. 개발된 스펙트럼은 교정용 스펙트럼, 시료 스펙트럼, 백그라운드 스펙트럼 그리고 기하학적 및 동시합성 보정을 위한 스펙트럼이다.