• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권1호
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• pp.44-51
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• 2023

Background: Aptamers are currently being used in various fields including medical treatments due to their characteristics of selectively binding to specific molecules. Due to their special characteristics, the aptamers are expected to be used to remove radionuclides from a large amount of liquid radioactive waste generated during the decommissioning of nuclear power plants. The radiological effects on the aptamers should be evaluated to ensure their integrity for the application of a radionuclide removal technique. Materials and Methods: In this study, Monte Carlo N-Particle transport code version 6 (MCNP6) and Monte Carlo damage simulation (MCDS) codes were employed to evaluate the radiological effects on the aptamers. MCNP6 was used to evaluate the secondary electron spectrum and the absorbed dose in a medium. MCDS was used to calculate the DNA damage by using the secondary electron spectrum and the absorbed dose. Binding experiments were conducted to indirectly verify the results derived by MCNP6 and MCDS calculations. Results and Discussion: Damage yields of about 5.00×10^-4 were calculated for 100 bp aptamer due to the radiation dose of 1 Gy. In experiments with radioactive materials, the results that the removal rate of the radioactive ⁶⁰Co by the aptamer is the same with the non-radioactive ⁵⁹Co prove the accuracy of the previous DNA damage calculation. Conclusion: The evaluation results suggest that only very small fraction of significant number of the aptamers will be damaged by the radioactive materials in the liquid radioactive waste.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2008년도 춘계학술 발표회
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• pp.69-75
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• 2008

기포반응도는 월성발전소를 비롯한 CANDU형 원자로의 주된 안전성 쟁점사안으로 끊임없이 논의되어 왔다. 이는 설계기준사고가 노심에서 열에너지 불균형이 원인이 되어 기준이상의 핵연료 파손과 방사성물질 누출로 발전할 위험이 있는 사건들로 정의될 때, 사건 진행 과정에 기포반응도 증가는 조기에 운전중단을 실패할 경우 출력폭주로 이어지므로 사건의 결말이 중대사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 본 연구는 공개된 최신 핵자료인 ENDF/B-VII.0를 NJOY.99로 처리한 연속에너지 반응단면적 라이브러리를 구축하고 MCNP-4C에 접속하여 37봉 천연우라늄 핵연료다발의 표준노심격자에 대한 기포반응도를 시뮬레이션하여, 지금까지 각종문헌에 제시된 값들과 비교, 종합하므로 내제된 불확실성을 추정하는 내용이다. ENDF/B-VII.0 기반 MCNP-4C의 CANDU 노심격자 모델은 동일한 핵자료와 핵종농도를 사용한 WIMS-IAEA 모델과 비교할 때, 초기 노심의 임계도 오차 약 3.51mk가 연소 진행에 따라 $7.5\times10^{-4}mk$/MWD/teU의 비율로 감소하는 것으로 나타났다. 또한 MCNP-4C 예측기포반응도는 초기노심에서 기포율 50% 및 100%에 대해 각각 8.38 및 15.96mk, 평형노심에서 7.68 및 14.72mk로 계산된다. 이는 월성 2, 3, 4 FSAR의 초기노심 및 평형노심에서 100% 기포상태에 대한 값, 약15.0 및 10.6mk와 비교할 때, 초기노심은 약 1.0mk 평형노심은 약4, 1mk 보수적이지만, 다른 연구결과들과는 최대오차 ${\pm}1{\sim}2mk$ 이내에서 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 본 연구는 CANDU 노심의 기포반응도 불확실성 요인의 규명 및 영향평가를 위한 노력의 일부로서 앞으로 감속재의 붕산농도 변화, 감속재 및 냉각재의 중수 순도 변화, 기기노화에 의한 격자 구조 및 물성 변화, 중성자속 및 출력 분포 불균형, 반응도조절장치의 위치, 등 주요 설계변수의 변화에 대한 반응도영향 분석연구를 계속할 계획이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.41-50
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• 1996

중성자 및 전자 그리고 광자 수송코드인 MCNP 4A코드를 이 용하여 ANSI N13.32에 제안된 말단팬텀과 한국원자력연구소 제작한 말단팬텀 각각에 대하여 감마선량당량환산인자를 커마근사법에 근거하여 계산하였다. 본 계산은 $15keV{\sim}1.5MeV$ 에너지영역에 대해 단일광자에너지 선원을 고려하였으며 이러한 단일광자에너지함수로서 계산한 공기커마에 대한 선량당량의 비로서 선량당량환산인자를 이론적으로 도출하였다. 본 연구에서 이론적 방법으로 도출한 ANSI와 KAERI의 말단팬텀 각각에 대한 광자선량당량환산인자를 ANSI N13.32의 실험적 방법에 의해 제시된 값들과 비교한 결과 50keV 이상의 단일 광자에너지영역에서는 실험적 방법에 의한 값들과 최대차이 5.7% 내에서 잘 일치함을 보였다. 그러나 40 keV 이하의 에너지영역에서는 본 연구의 계산 결과가 최대 13.6%까지 낮게 평가됨을 알 수 있었으며, 이러한 차이는 낮은 에너지영역에서 두드러지는 단일에너지의 생성과 관련된 실험의 불확실성과 MCNP코드에서 모사한 Geometry의 영향에 기인하는 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.446-452
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• 2018

To improve the accuracy and safety of irradiation tests in High flux Advanced Neutron Application ReactOr (HANARO), the nuclear energy deposition rate, which is called nuclear heating, was estimated for an irradiation capsule with an iridium sample in the irradiation hole in order. The gamma rays emitted from the radioisotopes (RIs) of the structural materials such as flow tubes of fuel assemblies and heavy water reflector tank were considered as radiation source. Using the ORIGEN2.1 code, emission rates of delayed gamma rays were calculated in consideration of the activation procedure for 8 years and 2 months of HANARO operation. Calculated emission rates were used as a source term of delayed gamma rays in the MCNP6 code. By using the MCNP code, the nuclear heating rates of the irradiation capsules in the inner core, outer core, and heavy water reflector tank were estimated. Calculated nuclear heating in the inner core, outer core, and heavy water reflector tank were 200-260 mW, 80-100 mW, and 10 mW, respectively.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.1-18
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• 2021

The criticality analysis of VVER-1000 mock-up benchmark experiments from the LR-0 research reactor operated by the Research Center Rez in the Czech Republic has been conducted with the MCS Monte Carlo code developed at the Computational Reactor Physics and Experiment laboratory of the Ulsan National Institute of Science and Technology. The main purpose of this work is to evaluate the newest ENDF/B-VIII.0 nuclear data library against the VVER-1000 mock-up integral experiments and to validate the criticality analysis capability of MCS for light water reactors with hexagonal fuel lattices. A preliminary code/code comparison between MCS and MCNP6 is first conducted to verify the suitability of MCS for the benchmark interpretation, then the validation against experimental data is performed with both ENDF/B-VII.1 and ENDF/B-VIII.0 libraries. The investigated experimental data comprises six experimental critical configurations and four experimental pin-by-pin power maps. The MCS and MCNP6 inputs used for the criticality analysis of the VVER-1000 mock-up are available as supplementary material of this article.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.215-219
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• 2004

MOSFET 선량계는 기존의 선량계들에 비해 여러 가지 장점이 있기 때문에 최근에 방사선 치료뿐만 아니라 방사선 진단 등 기타 여러 분야에서 선량검증을 위해 시도되고 있다. 하지만 이렇게 사용되기 위해서는 중ㆍ저에너지 범위의 광자선에 대한 MOSFET 선량계의 방사선학적 특성파악이 선행되어야 한다. 본 연구에서는 고감도 MOSFET 선량계의 여러가지 방사선학적 특성을 자세하게 연구할 수 있는 3차원 몬테칼로 전산모사 모델을 개발하였다. 고감도 MOSFET 선량계의 검출부위는 매우 얇아서 MCNP에서 기본적으로 제공하는 Tally를 사용하면 검출부위에 흡수된 에너지를 정확하게 결정할 수 없으므로 검출부위에 주어진 에너지를 전자들의 트랙들로부터 직접 계산하는 방법을 채택하였다. 개발된 모델은 에너지 의존도, 전자 기여도, 깊이 의존도 등의 MOSFET 선량계의 방사선학적 특성을 연구하기 위해 사용되었다. 에너지 의존도는 15 keV에서 6 MeV 에너지 범위에서 정량화하였는데 약 40 keV에서 최대 6.6으로 나타났다. 본 연구에서는 PTRAC 파일과 Sabrina 코드를 이용하여 MOSFET 선량계 각 부분에서의 전자 기여도를 조사하였다. 깊이 의존도는 신체 내 평균 깊이를 15 cm로 가정할 때 0.662 MeV의 경우는 교정인자 1.16 그리고 1.25 MeV의 경우는 교정인자 1.11을 사용하여 깊이 의존도에 의한 오차를 줄일 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4019-4025
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• 2023

Recently, a new monkey computational phantom, called Visible Monkey, was developed for non-ionizing radiation studies in animal research. In this study, we extended its applications to ionizing radiation studies by implementing the voxel model of the Visible Monkey into three general-purpose Monte Carlo (MC) codes: MCNP6, PHITS, and Geant4. The implementation work for MCNP and PHITS was conducted using the LATTICE, UNIVERSE, and FILL cards. The G4VNestedParameterisation class was used for Geant4. Then, organ dose coefficients (DCs) for idealized photon beams in the antero-posterior direction were calculated using the three codes and compared, showing excellent agreement (differences <3%). Additionally, organ DCs in other directions (postero-anterior, left-lateral, and right-lateral) were calculated and compared with those of the newborn and 1-year-old reference phantoms. Significant differences were observed (e.g., the stomach DC of the monkey was 5-fold greater than that of the 1-year-old phantom at 0.03 MeV) while the differences tended to decrease with increasing energy (mostly <20% at 10 MeV). The results of this study allows conducting MC simulations using the Visible Monkey to estimate organ-level doses, which should be valuable to support/improve monkey experiments involving ionizing radiation exposures.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.942-948
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• 2021

The aim of this work is to help inform the decision for choosing a convenient material for the PGAA (Prompt Gamma Activation Analysis) collimator plug to be installed at the tangential channel of the Moroccan Triga Mark II Research Reactor. Two families of materials are usually used for collimator construction: a mixture of high-density polyethylene (HDPE) with boron, which is commonly used to moderate and absorb neutrons, and heavy materials, either for gamma absorption or for fast neutron absorption. An investigation of two different collimator designs was performed using N-Particle Monte Carlo MCNP6.2 code with the ENDF/B-VII.1 and MCLIP84 libraries. For each design, carbon steel and lead materials were used separately as collimator heavy materials. The performed study focused on both the impact on neutron beam quality and the neutron-gamma background at the exit of the collimator beam tube. An analysis and assessment of the principal findings is presented in this paper, as well as recommendations.