• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.21-34
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• 2015

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.606-611
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• 1998

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.95-100
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• 1996

현재 방사선 비상훈련에 사용하는 TID-14844 의 방사선원항은 너무 보수적이고, 각 사고경로별로 방사선원항의 특성을 나타낼 수 없으므로, 원전의 비상사고 발생시 주민의 피폭선량을 최소화하기 위한 발전소 요원의 신속, 정확한 대처능력을 배양하기 위하여 현실적인 방사선원항 평가자료의 필요성이 대두되어 왔다. 본 연구에서는 보수성을 배제한 최적 분석기법을 이용하여 선정된 사고경로에 대해 MAAP 전산코드로 사고진행 및 방사선원항을 분석하였고, 격납건물내 방사선계측기의 예측치를 평가할 수 있는 방법론을 개발하였으며, 이를 통해 사고경로별 안전변수 및 방사선 계측기 등에서의 사고 진행에 따른 예측치 등을 계산함으로써 효과적인 비상대책 수립을 위한 실질적인 방사선원항 데이타 베이스를 구축하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.324-325
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• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.182-183
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• 2011

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권3호
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• pp.157-163
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• 2004

원자력시설에서 만일의 방사성 물질의 누출이나 화학시설에서 독성물질의 누출시 오염물질의 환경 중 거동을 파악하기 위해서 대기확산 모형이 많이 이용된다. 대기확산 모형을 통한 환경 중 유해물질의 농도 예측에 대한 정확도를 높이기 위해서는 무엇보다 모형으로 입력되는 선원항에 대한 정확한 정보를 필요로 한다. 본 연구는 이러한 선원항 추정을 위하여 최소자승법을 적용하였다. 영광원자력 시설에서 실시된 추적자 확산실험 자료를 이용하여 가우시안 모형으로 계산한 값과 비교를 시도하였으며, 가우시안 모형으로 계산한 값들과 추적자 확산실험 결과 값들의 오차의 제곱이 최소가 되도록 선원항을 추정하였다. 추정한 선원항은 확산실험시 실제추적자 방출량의 1.24정도로 비교적 정확한 예측력을 나타내었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.14-20
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• 2014

원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.171-178
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• 2014

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
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• pp.138-139
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• 2009

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• 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.