• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2013년도 춘계학술대회
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• pp.1017-1019
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• 2013

핵폭발이나 원자력 발전시설 사고와 같이 대규모 방사선사고 발생 시 주변지역은 감응방사선 또는 방사선 낙진으로 인해 오염된다. 이러한 오염지역을 원격에서 탐지하여 오염물질에 대한 분포 및 오염 정도를 확보한다면 오염물질 제거뿐만 아니라 오염에 대한 피해를 최소화 할 수 있다. 본 논문에서는 오염 물질을 탐지하기 위해 스테레오로 구성할 검출기 개발의 일환으로 MCNP코드를 이용하여 검출기의 차폐체 및 콜리메이터를 설계하고 임의 위치의 방사선원으로부터 검출되는 선량을 전산모사 후 결과를 분석하였다. 본 논문의 결과는 방사선 탐지를 위한 효율적인 검출기 구조를 설계를 위한 기초자료로 활용될 것이다.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2013년도 춘계학술대회
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• pp.1031-1033
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• 2013

후쿠시마와 같은 방사선 누출 사고 시 방사선원의 위치를 찾는 일은 방사선 방호 뿐만 아니라 원전 사고의 조속하고 안전한 처리를 위해서도 중요하다. 방사선원의 3차원 위치 탐지는 기존에 방사선 탐지기의 2차원적 방사선 위치 탐지기능에 방사선원의 거리정보까지 추가 제공할 수 있어 방사선 오염원의 제거 및 제염작업에 결정적 역할을 할 수 있다. 본 연구에서는 반도체 센서에 기반한 듀얼(Dual) 방사선 탐지기를 이용한 방사선원 3차원 가시장치 개발 연구의 일환으로 방사선 센서부의 효율적 차폐체 구조설계에 관한 결과를 논하였다. 고하중의 텅스텐 또는 납 차폐체를 MCNP기반으로 최적구조로 설계함으로써 경량의 고효율 방사선원 위치탐지기 구현을 시도하였고, 이를 위해 차폐체의 구조와 두께, 그리고 콜리메이터에 형상의 다양한 변수모델에 대한 방사선 차폐시뮬레이션을 수행하였다. 본 연구의 결과는 향후 실리콘 센서기반의 소형 경량의 3차원 방사선원 탐지 및 가시화 연구에 활용될 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권8호
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• pp.2018-2025
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• 2019

This study systematically compared two hybrid deterministic/Monte Carlo transport codes, ADVANTG/MCNP and MAVRIC, in solving a difficult shielding problem for a real-world spent fuel storage cask. Both hybrid codes were developed based on the consistent adjoint driven importance sampling (CADIS) methodology but with different implementations. The dose rate distributions on the cask surface were of primary interest and their predicted results were compared with each other and with a straightforward MCNP calculation as a baseline case. Forward-Weighted CADIS was applied for optimization toward uniform statistical uncertainties for all tallies on the cask surface. Both ADVANTG/MCNP and MAVRIC achieved substantial improvements in overall computational efficiencies, especially for gamma-ray transport. Compared with the continuous-energy ADVANTG/MCNP calculations, the coarse-group MAVRIC calculations underestimated the neutron dose rates on the cask's side surface by an approximate factor of two and slightly overestimated the dose rates on the cask's top and side surfaces for fuel gamma and hardware gamma sources because of the impact of multigroup approximation. The fine-group MAVRIC calculations improved to a certain extent and the addition of continuous-energy treatment to the Monte Carlo code in the latest MAVRIC sequence greatly reduced these discrepancies. For the two continuous-energy calculations of ADVANTG/MCNP and MAVRIC, a remaining difference of approximately 30% between the neutron dose rates on the cask's side surface resulted from inconsistent use of thermal scattering treatment of hydrogen in concrete.

• 지구물리와물리탐사
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• 제15권4호
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• pp.219-226
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• 2012

이 연구에서는 국내에서 연구가 미약했었던 중성자검층 수치모델링을 이용하여 다양한 시추공 환경에서의 검출기 반응을 분석하였다. 이를 위해 중성자검층 환경을 MCNP 알고리듬으로 구현하여 시뮬레이션을 수행하였다. MCNP 알고리듬은 방사선 수송 시뮬레이션이 및 3차원 기하구조 표현이 가능하여 다양한 분야에서 전세계적으로 많이 이용되고 있다. 먼저 시뮬레이션 결과를 검증하기 위해, 기존 연구의 검출기반응 결과 그래프를 이용하여 비교 분석하였다. 중성자 검층 반응 분석이 가능한 중성자 검층기의 일반적인 특징에 기초하여 수학적으로 중성자검층기 모형을 구성하여 반응을 계산하였다. 먼저, 석회암, 사암, 돌로마이트 등과 같은 매질에서 공극률을 다양하게 변화시켜 가며 수치 계산함으로써, 이 연구에서 고려하고 있는 중성자검층기의 교정곡선(calibration chart)을 도출하였다. 이에 기초하여, 실제 중성자검층 시 고려해야 할 공내수 유무에 의한 반응 변화, 염수가 중성자검층에 미치는 영향 등을 분석함으로써 시추공 환경 변화에 따라 보다 정확하게 공극률을 해석할 수 있는 기틀을 마련하고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제19권1호
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• pp.13-22
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• 1994

CANDU 6 중수형 원자로 운전중에 Calandria Shell내에서 발생하는 $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포와 CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐구조에서의 방사선 선량률을 계산하기 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 MCNP 4.2 코드를 사용하였다. 계산결과, Mainshell, Annular Plate와 Subshell내 의 열중성자속분포는 $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$로 나타났고, 이는 DOT 4.2 코드의 계산결과와 비교해 볼 때 약간 큰 값들의 분포를 보여주고 있다. 이 계산결과의 응용으로서 작업자 접근가능지역 (Worker Accessible Areas)에서의 감마선량률을 계산해본 결과 설계목표치인 $6{\mu}Sv/h$보다 낮은 값을 주는 것으로 나타났다. $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포에 대한 MCNP 4.2 코드의 계산결과는 CANDU 6형 원자로의 방사선 차폐해석에 중요한 자료로 널리 이용될 수 있을 것이다.

• Journal of Electrical Engineering and Technology
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• 제6권1호
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• pp.139-146
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• 2011

This paper presents a new modified Contract Net Protocol (CNP) for microgrid operation based on multiagent system. The CNP is a widely used protocol for interactions among distributed problem solving. The Contract Net Interaction Protocol of the Foundation for Intelligent Physical Agents (FIPA-CNIP) is a minor modification of the original CNP for multiagent system applications. In this paper, a modified CNP (MCNP) based on the FIPA-CNIP is proposed for more specialized interactions among agents for microgrid operation. A multiagent system is designed and constructed for microgrid operation. A microgrid operation based on the multiagent system is tested to check the functionality of the proposed MCNP.

• 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 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.618-623
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• 1998

A shielding analysis was performed for the end shield of CANDU 6 reactor. The one-dimensional discrete ordinate code ANISN with a 38-group neutron-gamma library, extracted from DLC-37D library, was used to estimate the dose rate for the natural uranium CANDU reactor. For comparison MCNP-4B calculation was performed for the same system using continuous, discrete and multi-group libraries. The comparison has shown that the total dose rate of the ANISN calculation agrees well with that of the MCNP calculation. However, the individual dose rate (neutron and gamma) has shown opposite trends between AMISN and MCNP estimates, which may require a consistent library generation for both codes.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.115-120
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• 1997

영광3호기 방사선관리구역에 대한 중성자선량률을 정확히 평가하기 위하여 MCNP4A 전산코드를 이용, 방사선관리구역에서의 중성자 스펙트럼 계산을 수행하였다. 영광3호기에 대한 보다 정확하고 정밀한 3차원 몬테칼로 모델을 구축하기 위하여 핵연료집합체 구성요소 및 원자로심을 둘러싸고 있는 baffle, barrel,압력용기 등을 정확하게 묘사하였으며, 특히 방사선관리구역 주위의 구조물에 대해서도 3자원 MCNP 모델을 구축함으로써 원자로심부터 방사선관리구역까지 완전한 몬테칼로 모사(full-scope Monte Carlo simulation)를 이용한 계산을 수행하였다. 계산결과는 에너지 구간에 따른 중성자속 스펙트럼으로 나타내었으며 이 결과를 바탕으로 중성자속에 대한 선량률 환산인자를 고려하여 중성자선량률을 계산할 수 있다.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2018년도 추계 학술논문 발표대회
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• pp.114-115
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• 2018

To develop an effective shielding material for spent fuel that emits fast neutrons is necessary. In this study, thermal neutron and fast neutron shielding performance of polyethylene coated boron carbide-incorporated cement paste was quantitatively analyzed by Monte Carlo N-Particle transport code (MCNP) simulations. As the results of the simulations, fast neutrons were effectively shielded through large quantity of hydrogen and boron elements in polyethylene and boron carbide.