• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.311-324
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• 2013

우리나라 중저준위 방사성폐기물 최종 처분시설인 월성원자력환경관리센터의 폐쇄 후 안전평가 컴퓨터 프로그램의 신뢰성 확보를 위해 MASCOT와 검증프로그램으로 SAFE-ROCK와 GOLDSIM을 선정하여 정상시나리오에 대하여 안전평가를 수행하였다. 각 프로그램의 장단점을 비교/분석하였으며, 각 프로그램 별 구획 간의 선량 및 누출량을 평가하였다. 그 중 방사성핵종 $^{129}I$와 $^3H$가 MASCOT와 SAFE-ROCK 프로그램에서는 비슷한 경향을 보여주었지만, GOLDSIM 프로그램에서는 상이한 결과를 나타냈다. 이는 각 프로그램의 근계지역 내 핵종이동방정식의 해석과정의 차이와 개별 프로그램의 한계로 인해 다른 결과값을 보여주는 것으로 분석되었다. GOLDSIM 프로그램의 경우, 선원항 구획에서 초기 핵종누출량은 time-scale에 민감하게 반응한다는 사실도 확인할 수 있었다. 안전평가 프로그램은 처분환경에서 발생하는 핵종거동 및 이동에 대한 실제현상을 예측하기 위해 모델링을 거치지만, 전산프로그램의 특성과 실제현상에 대한 데이터가 제한적이므로 결과에 차이가 발생하게 된다. 이러한 차이점은 다양한 프로그램을 이용한 결과와 상호비교를 통해 알아내며 그 원인을 지속적으로 분석하는 연구개발과정을 필요로 하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.215-223
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• 1999

PWR 원전 증기발생기 수실의 방사선장 특성과 그곳에서 작업하는 종사자의 유효선량을 몬테칼로 시뮬레이션으로 평가하였다. 선원항으로는 고리1호기 증기발생기 방사화물 분석결과가 사용되었으며 유효선량 평가에는 MCNP4A코드와 MIRD형 성별 수학적 인형 모의피폭체가 사용되었다. 수실 내부 방사선장은 U튜브 영역에서 내려오는 방사선이 지배적이었으며 극각에 대해 근사적으로 코사인 분포를 나타내었다 유효선량률은 표준성인과 체격이 작은 성인(이 목적으로 15세 모의피폭체가 사용되었다.)의 경우 각각 36.22$mSvh^{-1}$와 37.06$mSvh^{-1}$로서 체격의 영향은 경미했다. 한편, 모의피폭체의 머리, 가슴 및 하복부에 해당하는 위치에서 평가된 조사선량률과 에너지스펙트럼에 대해 ICRU47에서 주어진 주위선량당량 환산계수를 이용해 평가한 등가선량률은 각각 119, 71, 및 58 $mSvh^{-1}$로 나타났다. 따라서 개인선량계 판독에서 얻는 심부선량 또는 유효선량은 앞서 계산한 유효선량률의 2배 정도가 될 것으로 보인다. 이 사실은 일반적인 개인선량계의 경사입사 방사선에 대한 과대/과소 평가 특성과 함께 비정규, 고선량률 방사선장에 종사하는 작업자의 선량계측 계획 및 결과의 해석에 매우 신중해야 함을 알려준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.159-167
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• 2014

국내에서는 2012년 천연방사성핵종이 포함된 가공제품의 규제를 위해 생활주변방사선 안전관리법이 시행되었지만, 해당 가공제품 사용에 대한 인체 피폭선량을 평가할 수 있는 기초자료나 피폭선량 평가기술이 미비하다. 따라서 본 연구는 사용자 피폭선량을 정량적으로 평가하기 위한 방법을 제안하고, 방사선의 종류 및 에너지에 따른 피폭선량 특성의 확인을 목적으로 한다. 피폭선량 평가를 위해서 몬테칼로 방법을 사용한 Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX) 코드를 통해 International Commission on Radiological Protection (ICRP)의 기준팬텀이 전산모사 되었으며, 대표적 천연방사성핵종인 우라늄 계열에서 발생되는 알파선, 베타선, 감마선의 최소, 중간, 최대 에너지가 선원항으로 사용되었다. 연간 유효선량은 가공제품 사용시간 및 사용위치를 고려한 피폭시나리오를 기반으로 평가되었다. 짧은 비정의 알파선 및 베타선은 대부분의 선량을 피부에 전달한 반면, 감마선은 대부분의 장기에 유사한 선량을 전달하였다. 방사능이 $1Bq{\cdot}g^{-1}$ 인 돌침대에 포함된 천연방사성핵종의 함유율이 10%라고 가정하고 한국인 평균 수면시간인 7시간 50분간 돌침대를 사용하였을 때 최대 연간 유효선량은 알파선, 베타선, 감마선에 대해서 각각 0.0222, 0.0836, $0.0101mSv{\cdot}y^{-1}$로 평가되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.228-233
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• 2013

세계적으로 원전의 가동 년수 증가로 인하여 증기발생기와 같은 중요 설비의 교체가 지속적으로 이루어지고 있으며, 해체 시에는 대량의 방사성 금속 폐기물이 일시에 발생한다. 이러한 방사성 폐기물을 규제해제 후에 재활용하기 위해서는 정확한 잔류방사능을 측정하여야 한다. 그러나, 원자력시설에서 발생되는 금속 폐기물은 형상이 복잡하고, 재질별 특성이 다양하기 때문에 잔류방사능을 정확히 측정하기가 어렵다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능을 측정하기 위한 절차를 수립하였고, 오염 대상 선원항 평가, 시료 대표성 확보 방안, 대면적 오염도 측정 장치 제작 및 밀도에 의한 자체흡수 보정인자 등을 평가하였다. 특히, 복잡한 구조의 금속 폐기물에 대하여 시료의 대표성을 확보하기 위하여 용융시킨 후 단순한 형태의 시료를 제조하였으며, 금속의 밀도 차이에 따른 보정인자를 결정하여 방사능 측정 결과의 신뢰성을 향상시켰다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.19-35
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• 2014

파이로처리 방사성폐기물 처분장에서 폐쇄 후 처분장의 성능에 영향을 줄 수 있는 근계 영역 내 세가지 주요 설계 관련 요소에 대하여 주요 핵종별로 최종 피폭 선량에 주는 민감도를 확률론적인 접근을 통하여 조사하였다. 농축 피폭 집단에 방사선 피폭을 주는 주요한 핵종들이 처분장에서 유출된 후 처분 시스템 근계 영역 내 다양한 매질을 이동하는 것에 관련되어, 이들 요소가 어느 정도의 영향을 주게 되는지 보기 위하여 처분 용기의 수명, 선원항으로서 처분 용기에서의 연간 핵종 유출률, 그리고 처분장 주요 인공 방벽으로서 완충재의 손실도 등의 변화에 따른 결과를 검토하였다. 처분장에 대한 결정론적, 확률론적 안전성 평가를 병행 수행하여, 이 세가지 설계 요소의 물리적 변화가 통계적 분포를 가지고 일어난다고 가정하는 확률론적 접근 방법에 따른 연구 결과는 제 1 부의 이 연구에, 그리고 세가지 설계 요소가 가질 수 있는 조합을 서로 다른 시나리오로서 비교하는 결정론적인 방법으로 접근한 결과는 별도로 제 2 부에 제시하였다. 두 가지 접근 결과와 함께 고려된 인자들에 대하여 모두 결과에 민감한 것으로 나타나 이러한 결과와 방법론은 향후 처분장 설계에 모범적인 피드백을 줄 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권1호
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• pp.39-44
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• 2005

노심 및 원자로의 구조 및 구성 물질이 확정되어 있지 않은 개발단계의 신형원자로의 압력용기에 대한 $R-{\theta}$좌표에서 차폐해석을 수행하려면, 매번 선원항에 대한 모델작업을 하는데 많은 노력과 시간이 소요된다. 따라서 $R-\theta$좌표에 의한 반경방향의 원자로 압력용기에 대한 차폐해석에 있어서 노심의 기하학적 구조에 영향을 받지 않고 해석할 수 있는 체계를 개발하였다. 개발된 해석체계를 이용하여 육방형 노심배열을 갖는 일체형 원자로의 압력용기에 대한 차폐해석을 수행하여, 그 결과를 MCNP 해석결과와 비교 분석하였다. 분석결과 개발된 해석체계가 좀 더 보수적인 결과를 나타내었으며 이는 차폐해석측면에서 타당하다. 또한 이 해석체계를 개발함으로써 그 동안 수작업으로 작성하였던 노심내부에 대한 모델에 대한 오차를 줄일 수 있으며 이에 소요되는 시간 및 노력을 줄일 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국항해항만학회지
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• 제33권3호
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• pp.181-191
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• 2009

일반적으로 상선에서 해상운송 사고의 주된 원인은 원의 인적과실로 고려되고 있다. 본 논문에서는 선박에 승선 중인 선장, 1항사, 2항사 및 3항사를 포함하는 갑판사관들이 야기할 수 있는 사고 위기를 평가하기 위한 인적과실 모델(HEM)의 구축기법에 관해서 기술했다. 연구범위는 130척의 선박을 관리하는 회사에 소속된 542명의 갑판사관들을 대상으로 했다. 우선, 갑판사관들의 인적 데이터에 대한 통계적 분석과 전문가에 의한 브레인스토밍 과정을 통해서 KEM을 구축하고, 인적과실을 평가하기 위한 인적요소들의 변수 $\upsilon$와 $\upsilon$에 대한 평가등급 EP($\upsilon$) 및 가중치 $\alpha$, 갑판사관의 직책별 가중치 $\beta$ 등을 결정했다. 그리고 선박의 사고기록에 대한 통계분석 결과, 인적과실에 의한 사고원인 비율 ${\gamma}_H$와 외적과실에 의한 사고원인 비율 ${\gamma}_B$은 0.517(51.7%)과 0.483(48.3%)로 나타났다. $\upsilon$의 상관계수는 95%(p < 0.05) 신뢰구간에서 유의함을 확인하였고, 각 갑판사관의 위기수준 RL의 정규 확률분포 분석으로부터 HEM의 타당성을 검토했다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권6호
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• pp.687-695
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• 2022

고 에너지 전자선 치료 시 차폐체로 사용되는 납을 대체할 수 있는 3D 프린터 소재를 찾기 위해 MCNP6 프로그램을 사용하였다. 고 에너지 전자선을 방출하는 선형가속기의 PDD(Percent Depth Dose), Flatness, Symmetry를 측정하고, MCNP6로 선형가속기를 모의 모사 후 비교하여 실측과 모의 모사와의 선원항이 일치함을 확인하였다. 납 차폐체를 모의 모사하여, 흡수선량의 95 % 이상을 차폐할 수 있는 납 차폐체의 적정 두께를 선정하였다. 3 mm 두께의 납 차폐체에 대한 흡수선량 데이터를 기준으로 하여 ABS + W(10%), ABS + Bi(10%), PLA + Fe(10%) 소재들의 1, 5, 10, 15 mm 두께 별로 모의 모사로 분석하여 차폐성능을 분석하였다. 3D 프린터로 각각의 시제품을 제작하여 모의 실험과 같은 조건으로 측정하여 분석한 결과 ABS+W(10%) 소재가 최소 10 mm 이상의 두께로 형성되었을 때, 3 mm 두께의 납을 대체할 수 있는 차폐성능을 가지는 것을 확인하였다. 주사전자현미경(SEM)과 EDS 스펙트럼을 이용하여 ABS + W(10%) 소재의 원소조성 및 표면형상을 분석하였다. 이러한 결과를 통해, 상용화 된 납 차폐체를 ABS + W(10%) 소재로 대체하면 납과 같은 차폐효과를 낼 뿐만 아니라 3D 프린터를 이용하여 환자 맞춤형으로 제작할 수 있어 고 에너지 전자선 치료에 매우 유용할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.189-197
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• 2003

Level 3 PSA(사고결말분석)는 원자력 발전소의 사고 시 누출된 방사성 핵종으로 인해 야기되는 환경 및 인체에 미치는 영향(공중위험도)을 평가하는 것이다. 본 논문에서는 원자력 발전소의 중대사고시 환경으로 방출되는 방사성물질의 방출특성과 그 결과로 인체에 미치는 영향에 대하여 확률론적 사고영향분석코드인 MACCS를 이용하여 평가하였다. 이러한 평가는 관련 변수들의 상대적 중요도를 파악하는데 유용할 뿐만 아니라 소외리스크(Offsite Risk)를 최소화시키기 위한 대책개발에 있어 중요한 지표가 될 수 있다. 특히 방출고도, 열 함량, 방출기간의 3가지 중요 변수를 선정하여, 이들 변수들의 변화에 따라 영향을 받는 조기사망자 수와 암 사망자 수의 변화를 분석하였다. 또한, 참조원전의 위험성 평가를 위하여 IPE(Individual Plant Examination)에서 제시된 STC(Source Term Category) 19가지 시나리오에 대한 각 사고별 빈도와 MACCS코드를 수행한 결과값을 이용하여 참조원전의 위험성 평가를 수행하였다.