• 대한방사선치료학회지
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• 제26권2호
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• pp.289-295
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• 2014

목 적 : 영상유도방사선치료 시 사용하는 콘빔 CT는 치료자세 오차를 확인하는 중요한 수단이지만 피폭선량을 증가 시키는 단점이 있다. 이에 본 연구는 콘빔 CT의 시행주기를 격일로 하는 시나리오를 만들어 유용성을 평가하고자 한다. 대상 및 방법 : 콘빔 CT를 이용하여 세기변조방사선치료를 받은 전립선암 환자 9명을 대상으로 실제 치료 시 매일 콘빔 CT로 치료자세 오차를 분석하여 보정한 값을 바탕으로 격일로 콘빔 CT를 시행하는 시나리오를 만들었다. 시나리오에서 콘빔 CT를 시행하지 않은 날의 치료자세 오차 값을 실제 치료 시의 치료중심점에서 이동하여 치료계획시스템(Pinnacle 9.2, Philips, USA)에 적용한 후 실제 치료와 동일한 조건으로 재 치료계획을 수립하였으며, 이를 바탕으로 PTV(Planning Target Volume)와 정상장기의 선량분포를 비교 분석하였다. 결 과 : 매일 콘빔 CT를 시행하였을 때의 치료자세 오차 값을 기준으로 격일로 콘빔 CT를 시행하는 시나리오에서는 X, Y, Z축으로 각각 $0.2{\pm}0.73mm$, $0.1{\pm}0.58mm$, $-1.3{\pm}1.17mm$ 차이가 나타났다. 이를 치료계획에 적용하여 재 치료계획을 수립하여 선량분포를 평가한 결과는 매일 콘빔 CT를 시행한 결과와 비교하여 PTV의 Dmean : -0.17 Gy, $D_{99%}$ : -0.71 Gy, 차이가 나타났다. 정상 장기는 직장 벽의 $V_{66}$ : 1.55%, 방광의 $V_{66}$ : -0.76% 차이가 나타났다. 결 론 : 격일로 콘빔 CT를 시행하였을 경우 콘빔 CT에 의한 피폭선량을 감소시키고 촬영으로 인한 추가적인 치료시간을 줄여 줄 수 있다. 또한 PTV, 정상장기의 선량분포의 차이가 크지 않으므로 환자의 상태의 따라 격일 콘빔 CT의 적용을 고려할 수 있을 것으로 사료된다.

• 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.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2006년도 추계학술발표대회
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• pp.299-302
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• 2006

연구로 및 원자력 시설의 해체 공정 절차 수립과 해체 시나리오 선정에 기초 자료를 제공하고자 컴퓨터 그래픽스를 응용한 방사화 분포 가시화 연구가 수행되었다. 해체 전 시료 채취와 핵종 분석을 통해 방사능 자료가 확보된 연구로 2 호기 조사실(Exposure Room)과 조사실 주변의 콘크리트 차폐체(Concrete Shielding)를 대상으로 방사화 분포 가시화 실험이 이루어졌다. $^{60}Co$에 오염된 조사실의 벽면과 콘크리트 차폐체의 깊이 별로 조사된 방사능 농도 값을 기초로하여 이들 구조물을 3 차원으로 모델링 한 후 Contour mapping을 수행하여 방사화 분포 가시화를 완료하였다. 방사능 정도를 가시화 한 결과와 콘크리트 차폐체 깊이에 따라 지수 함수적으로 감소하고 있었던 결과가 잘 일치하고 있음을 확인할 수 있었다. 연구 결과 자료는 향후 해체 활동 중 방사선에 노출되는 작업자의 피폭선량 평가 모델에 중요한 역할을 수행할 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권1호
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• pp.65-71
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• 2004

원자력 시설의 사고시 환경으로 방출된 방사성물질로부터 초기 주민의 피해 최소화를 위한 대응행위 결정지원 방안으로 다속성 효용분석 법이 고찰되었다. 속성의 효용함수는 비선형 2차 함수로 가정하였으며, 속성의 가중계수는 swing weighting 방법을 사용하여 결정하였다. 본 연구는 원자력시설의 사고시 초기 대응행위 결정지원을 위한 다속성 효용분석법의 적용성에 한정하며, 스트레스 등과 같은 비정량적 속성은 아직까지 자료의 부족으로 포함하지 않았다. 가상사고 시나리오를 구성하여 무대응, 대피, 소개에 대해 속성 값의 변화에 따른 행위에 대한 총 효응 값을 고찰하였다. 적용한 결과, 피폭선량과 선량의 금전가의 변화에 따라 행위의 총 효용 값은 뚜렷이 다르게 나타났다. 피폭선량과 선량의 금전가의 증가에 따라 대피보다 사회적 영향 등 여러 측면에서 보다 극단적인 대응행위인 소개의 총 효용 값의 순위는 뚜렷이 증가한 반면, 무 대응의 순위는 감소하였다. 선량의 기대 확률도 대응행위 결정지원에 있어서 중요한 변수로 나타났는데, 상대적으로 고선량의 기대 확률이 높을수록 행위의 우선 순위가 바뀌는 교차점에서 선량의 금전가는 보다 낮게 나타냈다. 또한 선량에 대한 회피심리가 강하게 적응할수록 행위의 우선 순위가 바뀌는 선량의 교차점은 보다 낮게 나타났다.

• 에너지공학
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• 제29권1호
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• pp.63-74
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• 2020

영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제18권1호
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• pp.43-52
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• 2024

Currently, there are no interim storage facilities and permanent disposal facilities in Korea, so all spent nuclear fuels are temporarily stored. However, the temporary storage facility is approaching saturation, and as a measure to this, the 2nd Basic Plan for the Management of High-Level Radioactive Waste presented an operation plan for dry interim storage facilities and dry temporary storage facilities on the NPP on-site. The dry storage can be operated in various ways, and to select the optimal dry storage method, the reduction of exposure for workers must be considered. Accordingly, it is necessary to develop a worker exposure scenario according to the dry storage method and evaluate and compare the radiological impact for each method. The purpose of this study is to develop an exposure scenario for workers transporting spent nuclear fuel by dry storage method. To this end, first, the operation procedure of the foreign commercial spent nuclear fuel dry storage system was analyzed based on the Final Safety Analysis Report (FSAR). 1) the concrete overpack-based system, 2) the metal overpack-based system, and 3) the vertical storage module-based system were selected for analysis. Factors were assumed that could affect the type of work (working distance, working hours, number of workers, etc.) during transportation work. Finally, the work type of the processes involved in transporting spent nuclear fuel by dry storage method was set, and an exposure scenario was developed accordingly. The concrete overpack method, the metal overpack method, and the vertical storage module method were classified into a total of 31, 9, and 23 processes, respectively. The work distance, work time, and number of workers for each process were set. The product of working hours and number of workers (Man-hour) was set high in the order of concrete overpack method, vertical storage module method, and metal overpack method, and short-range work (10 cm) was most often applied to the concrete overpack method. The results of this study are expected to be used as basic data for performing radiological comparisons of transport workers by dry storage method of spent nuclear fuel.

• 터널과지하공간
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• 제10권4호
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• pp.553-558
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• 2000

1997년부터 시작된 국가원자력중장기 연구사업의 일환으로 국내에서 발생하는 고준위 방사성폐기물을 영구 처분하는데 따른 장기 방사선적 안전성평가 연구가 수행되었다. 2000년 3월까지 수행된 제 1 단계 안전성 평가 연구에서는 이 연구와 병행하여 추진된 처분장 개념 정립 연구에서 도출된 기준 처분 개념을 근간으로 지하 약 300-770 미터 단열 암반에 건설될 처분장을 대상으로 안전성 평가를 수행하였다. 이러한 안전성 평가를 위해 우선 MASCOT-K 코드가 개발되었다. MASCOT-K는 다양한 지하매질을 통과하는 핵종 이동을 모사하는 프로그램으로 최종적으로 처분장 주변 주민들이 년간 혹은 누적 피폭 선량을 예측한다. 가상적인 지질 자료들을 근간으로 처분 개념에 대한 평가 결과 예상 유출량은 현재 국내 기술기준에서 규정한 제한치보다 낮은 것으로 판명되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.263-272
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• 2012

파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권1호
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• pp.27-34
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• 2008

국내 환경을 고려하여 개발된 도시환경 방사능오염 평가모델 METRO-K (${\underline{M}}odel$ for ${\underline{E}}stimates$ the ${\underline{T}}ransient$ Behavior of ${\underline{R}}adi{\underline{O}}active$ Materials in the ${\underline{K}}orean$ Urban Environment)는 IAEA (${\underline{I}}nternational$ ${\underline{A}}tomic$ ${\underline{E}}nergy$ ${\underline{A}}gency$) 주관 국제공동 연구프로그램 EMRAS (${\underline{E}}nvironmental$ ${\underline{M}}odelling$ for ${\underline{RA}}diation$ ${\underline{S}}afety$)의 도시환경 방사능오염평가 분과에서 체르노빌 원전사고로 오염된 Pripyat 지역과 가상 방사능테러로 인한 오염 시나리오의 평가에 참여해 오고 있다. 본 논문에서는 EMRAS 프로그램의 일환으로 수행된 Pripyat 지역에 대한 METRO-K의 평가 결과를 제시하였고 다른 모델의 예측값과 비교, 논의함으로써 만일의 도시환경 방사능오염시 대응행위 결정지원을 위한 동 모델의 실용성을 고찰하였다. METRO-K를 사용한 평가결과에서 방사성물질의 오염 후 신속한 대응행위는 무엇보다 중요하다는 것을 알 수 있었다. EMRAS 프로그램에 참여한 각기 다른 모델로 평가된 예측값의 차이는 1) 모델의 수학적 구조와 관련 변수값, 2) 모델에 반영된 피폭경로, 3) 피폭영향을 주는 오염표면의 종류, 표면의 넓이 등과 같은 평가에 대한 가정, 4) 각기 다른 문헌으로부터 선택된 대응행위 관련인자의 적용값 등의 차이에 기인하였다. METRO-K을 사용하여 EMRAS 프로그램에서 요구하는 다양한 오염 시나리오에 대해 대부분의 결과를 제출하여 상호 비교되었으며, 이를 통해 METRO-K는 만일의 도시환경 방사능오염으로 인한 대응행위 결정지원에 유용한 도구가 될 수 있음을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.291-303
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• 2020

영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.