• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권2호
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• pp.99-106
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• 2022

Background: The radionuclide inventory calculation codes such as ORIGEN and FISPACT collapse neutron reaction libraries with energy spectra and generate an effective one-group cross-section. Since the nuclear cross-section data, energy group (g) structure, and other input details used by the two codes are different, there may be differences in each code's activation inventory calculation results. In this study, the calculation results of neutron-induced activation inventory using ORIGEN and FISPACT were compared and analyzed regarding radioactive waste classification and worker exposure during nuclear decommissioning. Materials and Methods: Two neutron spectra were used to obtain the comparison results: Watt fission spectrum and thermalized energy spectrum. The effective one-group cross-sections were generated for each type of energy group structure provided in ORIGEN and FISPACT. Then, the effective one-group cross-sections were analyzed by focusing on ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu, which are the main radionuclides of stainless steel, carbon steel, zircalloy, and concrete for decommissioning nuclear power plant (NPP). Results and Discussion: As a result of the analysis, ¹⁵⁴Eu and ⁵⁹Ni may be overestimated or underestimated depending on the code selection by up to 30%, because the cross-section library used for each code is different. When ORIGEN-44g, -49g, and -238g structures are selected, the differences of the calculation results of effective one-group cross-section according to group structure selection were less than 1% for the six nuclides applied in this study, and when FISPACT-69g, -172g, and -315g were applied, the difference was less than 1%, too. Conclusion: ORIGEN and FISPACT codes can be applied to activation calculations with their own built-in energy group structures for decommissioning NPP. Since the differences in calculation results may occur depending on the selection of codes and energy group structures, it is appropriate to properly select the energy group structure according to the accuracy required in the calculation and the characteristics of the problem.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.91-100
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• 2016

경수로 원전을 대상으로 원전 내 방사화 대상 물질인 스테인리스강, 탄소강 및 콘크리트의 불순물 정보 적용여부에 따른 방사화 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구에서 탄소강은 압력용기 물질에 사용되었고, 스테인리스강은 압력용기 내부 물질에 사용되었으며, 일반 콘크리트가 생체 차폐체에 사용되었다. 금속 물질에 대해서는 참고자료 1개의 불순물 함량 정보를 적용하였고, 콘크리트 물질에서는 참고자료 5개의 불순물 함량 정보를 적용하여 평가를 수행하였다. 방사화 핵종 재고량 전산해석 시 중성자속 계산에는 MCNP 전산코드를, 방사화 계산에는 FISPACT 전산코드를 각각 사용하였다. 계산 결과, 금속 물질에서 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 비방사능이 2배 이상 높았으며, 특히 콘크리트에서는 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 최대 30배 이상 비방사능이 높게 계산되었다. 방사화 핵종의 생성반응과 재고량을 분석한 결과, 금속 구조물에서는 불순물 중 Co원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인 Co-60이, 콘크리트에서는 불순물 중 Co, Eu 원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인Co-60, Eu-152, Eu-154 이 방사성폐기물 준위 결정에 큰 영향을 미치고 있음을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원전 해체 계획 수립 시 방사화 핵종 재고량 평가 및 규제에 활용될 수 있을 뿐 아니라, 해체를 고려한 원전 또는 원자력시설의 설계 단계에서도 참고자료로 활용 될 것으로 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제15권4호
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• pp.415-427
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• 2021

한국원자력의학원에서는 50 MeV 사이클로트론의 빔 라인을 이용하여 연구자들에게 다양한 빔 조사 서비스를 수행하고 있다. 특히 중성자 빔 서비스는 양성자와 베릴륨의 핵반응을 이용하기 때문에 높은 전류를 사용하므로 조사 시료의 방사화 가능성이 높아진다. 본 연구에서는 연구자들이 선호하는 35 MeV 20 ㎂ 중성자 빔 서비스에 의해 발생 가능한 방사화에 대해 MCNP 6.2와 FISPACT-II 4.0을 이용해 평가했다. 평가결과 철, 구리, 텅스텐 시료는 1시간 이상 조사하는 경우 장반감기 핵종이 생성되는 방사화가 발생하여 자체처분농도를 초과했다. 매일 2시간 사용 조건에서 건축물에 대한 방사화는 발생하지 않았고 조사실 내부 공기의 방사화로 인한 종사자의 내부피폭은 매우 미비했고, 이 공기를 배기하는 경우 배출기준도 만족했다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.637-642
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• 1996

This paper presents the analysis results for the core degradation processes and the fission product release of the PHEBUS FPT0 experiment using MELCOR1.8.3. The objective of this study is to assess models associated with the core damage and fission product behavior in MELCOR. The calculation results were much improved through sensitivity studies. Thermal/hydraulic behavior in the core and the circuit was well predicted under the intact core geometry. In non-eutectic model case. the UO$_2$ dissolution model in the MELCOR always showed such a tendency that the resulting dissolved UO$_2$ mass was small at the highly oxidized condition due to the model logic. Total H$_2$ generation mass was underpredicted because the stiffner was not modeled and the liner in the shroud was not allowed to be oxidized in MELCOR. Some difficulties were found in modeling the activation product were solved by manipulating the RN input associated with the initial fission product inventory. These problem were occurred because there are no control rod model in MELCOR. Generally the fission product release ratio showed a similar trend compared with the measured data except the activation product. which have no model to simulate in MELCOR.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.69-75
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• 2004

고리 1호기 원자로압력용기의 중성자속과 방사화생성물 재고량을 계산하기 위하여 DORT 코드와 ORIGEN2 코드를 사용하였다. DORT 코드를 이용해 중성자속을 계산하기 위하여 노심을 중앙부터 원자로압력용기까지 방위각 방향으로 94 mesh로 분할하였다. 원자로압력용기 영역의 중성자속을 이용하여 주요 핵종의 단면적을 재계산하였다. 원자로압력용기의 경우, $^{55}$Fe, $^{60}$Co, $^{59}$ Ni 및 $^{63}$ Ni의 핵종이 총 방사능의 약 95%를 차지하였으며, 해체 후 50년 이상 냉각후의 총 방사능은 정지시점과 비교하여 약 0.2% 이하로 감소하는 것으로 평가되었다. 총 중량이 210 ton인 원자로압력용기의 총 방사능은 5.25${\times}$$10^{6}$GBq이었다. ORIGEN2 계산 결과를 검증하기 위하여 고리 1호기 원자로압력용기의 계산값과 실측값에 대한 비교 검증을 수행하였으며, 그 결과는 서로 일치함을 확인할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.121-126
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• 2019

원자력발전소 해체과정에서 방사화 재고량에 대한 평가는 방사선 환경에 정보를 제공함으로써 해체 계획을 수립하는데 중요한 정보를 제공한다. 원자로 운전 정지 후 원자로 및 관계시설에서의 축적된 방사능은 노심 구조물, 반사체 및 차폐체 등의 구조재가 중성자 조사에 의해 방사화된것이다. 방사화생성물 중 $^{36}Cl$ 과 $^{41}Ca$ 은 반감기와 화학적 물리학적 특성에 의해 해체 처분 관점에서 매우 중요한 핵종이며 이에 따라 본 연구에서는 차폐 콘크리트 내 생성량을 평가하였다. MCNPX 코드를 사용하여 중성자속과 반응단면적을 계산하였으며 이 결과를 토대로 ORIGEN2 코드를 사용하여 방사화생성물의 양을 평가하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권4호
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• pp.202-207
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• 2012

방사능재고량 평가는 해체과정에서 요구되는 계획 수립, 비용 평가, 위해도 평가, 폐기물관리 및 잔류방사능 조사 등에 중요한 영향을 준다. 연구로 2호기 해체사업은 2009년 완료하였고, 해체과정에서 많은 양의 방사화 콘크리트가 발생되었다. 연구로 수조 콘크리트는 연구로 운영과정에서 발생된 중성자와 상호작용에 의해 콘크리트 내 극미량으로 존재하는 불순물이 방사화되어 다양한 핵종이($^3H$, $^{14}C$, $^{55}Fe$, $^{60}Co$ $^{63}Ni$, $^{134}Cs$, $^{152}Eu$ 및 $^{154}Eu$) 검출되었다. 본 논문에서는 연구로 방사화 콘크리트에 대한 핵종 재고량을 계산하기 위해 MCNP5, ORIGEN2.1를 조합하여 평가하였고, 계산 결과는 측정된 결과와 비교평가를 수행하였다. 연구로 2호기 수조 콘크리트의 경우 연구로 운전정지 후 12년 동안 안전격리 기간을 거쳐 해체가 착수되었으며, 해체시점에서 $^3H$, $^{55}Fe$, $^{60}Co$ 및 $^{152}Eu$ 방사능이 전체방사능의 99.8%를 차지하였다. 운전기간 및 냉각기간에 따른 방사화 재고량의 영향을 분석하였다.