• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권10호
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• pp.2204-2220
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• 2020

An open-pool type research reactor is designed and operated considering the accessibility around the pool top area to enhance the reactor utilization. The reactor structure assembly is placed at the bottom of the pool and filled with water as a primary coolant for the core cooling and radiation shielding. Most radioactive materials are generated from the fuel assemblies in the reactor core and circulated with the primary coolant. If the primary coolant goes up to the pool surface, the radiation level increases around the working area near the top of the pool. Hence, the hot water layer is designed and formed at the upper part of the pool to suppress the rising of the primary coolant to the pool surface. The temperature gradient is established from the hot water layer to the primary coolant. As this temperature gradient suppresses the circulation of the primary coolant at the upper region of the pool, the radioactive primary coolant rising up directly to the pool surface is minimized. Water mixing between these layers is reduced because the hot water layer is formed above the primary coolant with a higher temperature. The radiation level above the pool surface area is maintained as low as reasonably achievable since the radioactive materials in the primary coolant are trapped under the hot water layer. The key to maintaining the stable hot water layer and keeping the radiation level low on the pool surface is to have a stable flow of the primary coolant. In the research reactor with a downward core flow, the primary coolant is dumped into the reactor pool and goes to the reactor core through the flow guide structure. Flow fields of the primary coolant at the lower region of the reactor pool are largely affected by the dumped primary coolant. Simple, circular, and duct type discharge headers are designed to control the flow fields and make the primary coolant flow stable in the reactor pool. In this research, flow fields of the primary coolant and hot water layer are numerically simulated in the reactor pool. The heat transfer rate, temperature, and velocity fields are taken into consideration to determine the formation of the stable hot water layer and primary coolant flow. The bulk Richardson number is used to evaluate the stability of the flow field. A duct type discharge header is finally chosen to dump the primary coolant into the reactor pool. The bulk Richardson number should be higher than 2.7 and the temperature of the hot water layer should be 1 ℃ higher than the temperature of the primary coolant to maintain the stability of the stratified thermal layer.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.209-218
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• 2012

현재 한국원자력연구원에서는 국내에 축적된 사용후핵연료 문제를 해결하기 위해서 건식재처리공정(pyroprocess)을 개발 중에 있다. 건식재처리 공정에서는 상당량의 고준위 염폐기물이 발생되며, 이는 곧 세라믹 결합제로 고화된다. 고화된 세라믹 폐기물은 안전한 금속 처분용기에 밀폐된 후, 인간생활환경과 격리될 예정이다. 본문에서는 고준위 세라믹폐기물을 처분하기 위한 처분용기의 개발에 관한 전반적인 내용을 다루고 있으며, 특히 처분용기의 설계 요건, 용기의 구성, 용기의 제작, 용기의 부식저항성, 방사선 차폐, 구조적 안전성 등에 대해 논의하고자 한다. 완성된 처분용기는 오랜 기간 동안 방사성 핵종의 누출이 없이 열적, 기계적, 화학적, 생물학적 공격에도 안전한 것을 목적으로 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.21-29
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• 2014

삼축분광장치는 물질을 이루고 있는 자성 원소들의 거동, 즉 스핀 동역학을 측정하는데 적합한 장치로, 연구용 원자로 '하나로'에는 국내 유일의 냉중성자 삼축분광장치가 최근 설치되었다. 삼축분광장치는 중성자 빔을 제어하는 중성자광학 부품과 중성자 빔으로 인해 발생하는 방사선에 대한 차폐체로 이루어지며 이러한 부품은 수십 톤 중량의 기계구조물을 이룬다. 방사선 차폐는 중성자 빔 경로 이외의 방향으로 진행하는 중성자와 감마선을 효과적으로 막아 신호대 잡음비를 향상시키는 역할을 하며 구조물 내부의 방사화된 부품으로부터 발생하는 감마선을 차폐하여 장치 이용자의 피폭선량을 최소화한다. 그런데 설치된 냉중성자 삼축분광장치의 차폐체 중 전면부의 고하중으로 인해 장치 운영상 여러 가지 문제점이 발생, 전면 세그먼트 차폐체의 하중을 줄이는 구조개선이 불가피하였다. 이에 MCNPX 모의계산을 통해 냉중성자 삼축분광장치의 차폐체 최적화에 필요한 개선방향을 검토하였다. 상부 차폐체의 폴리에틸렌과 납의 추가 설치를 통해 전면 블록 차폐체 하중을 줄일 수 있는 최적 길이를 확인하였다. 그 결과, 전면 블록 차폐체의 높이 20%가 제거된 경우, 구조변경 전 대비 차폐체 상부에서 70% 수준의 감마선속이 나타남을 확인하였다. 하지만 높이를 줄일수록 전면 블록 차폐체의 하중을 줄일 수 있기 때문에, 차폐블록을 추가 제거하고 이에 대한 차폐능을 보상해 줄 방안으로 상부 납 차폐체의 위치 변화에 따른 중성자속과 감마선속을 예측해 보았다. 전면 블록 차폐체 높이의 35% 제거하고 상부 납 차폐체를 최하단부에서 10 cm에 설치한 경우, 전면 블록 차폐체 상부에서 감마선속이 각각 25%, 18% 증가하였다. 증가한 감마선속의 영향을 파악하기 위해 MCNPX 모의계산을 통해 공간의 감마선속 분포를 가시화하였다. 증가한 감마선속은 상부로 향하는 방향성을 띄며 이동하면서 소멸하여 검출기에 이르기 전에 낮아져 검출기와 실험자의 위치에 영향을 끼칠 수 없다고 판단하였다. 그래서 중성자속 및 감마선속과 고하중 문제를 동시에 해결할 수 있는 최적화 조건으로 차폐체 높이가 35% 제거되고 상부 납 차폐체가 10 cm 위치에 있는 경우를 선정하였다. 이 결과를 바탕으로 구조개선 작업을 실시하였으며 열형광선량계를 이용하여 콘크리트 차폐블록 외부에서 중성자와 감마선량을 측정하였다. 측정된 중성자 선량은 0.21 ${\mu}Svhr^{-1}$, 감마선량은 3.69 ${\mu}Svhr^{-1}$로 설계기준을 만족하였으며 피폭으로부터 실험자의 안전성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.113-119
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• 2011

원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권1호
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• pp.41-50
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• 2006

본 연구에서는 사전연구로부터 사용후핵연료의 처분용기 원형모델로 제안된 처분용기의 전체 크기와 배열을 평가하기 위하여 일련의 공학적 분석을 수행하였다. 그러한 노력의 결과 용기 내부 저장통의 배열형태와 외곽쉘과 상하부 뚜껑의 두께와 같은 새로운 설계변수를 도출하였다. 공학적 분석 작업에는 처분용기의 기계구조 해석 결과를 근거로 도출된 용기의 규격자료에 대한 방사선 안전성 측면에서의 타당성을 검토하기 위하여 방사선차폐 해석과 핵 임계 해석 등이 수행되었다. 처분용기 내부 삽입체의 직경 변화에 따른 구조안정성 해석 결과에 따르면, 직경 102cm 일 때 극한 외압조건은 물론 정상적인 외압조건 하에서도 최대 Von Mises 응력이 안전계수 2.0을 만족하는 것으로 나타났다. 이 경우에서도 핵 임계 및 방사선차폐 해석 결과 안전기준치를 만족시키며, 무게는 20톤 가량 줄어드는 효과가 있는 것으로 나타났다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.153-162
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• 2005

본 연구에서는 사전연구로부터 사용후 핵연료의 처분용기 원형모델로 제안된 처분용기의 전체 크기와 배열을 평가하기 위하여 일련의 공학적 분석을 수행하였다. 그러한 노력의 결과 용기 내부 저장통의 배열형태와 외곽쉘과 상하부뚜껑의 두께와 같은 새로운 설계변수를 도출하였다. 공학적 분석 작업에는 처분용기의 기계구조 해석 결과를 근거로 도출된 용기의 규격자료에 대한 방사선 안전성 측면에서의 타당성을 검토하기 위하여 방사선차폐 해석과 핵임계 해석 등이 수행되었다. 처분용기 내부 삽입체의 직경변화에 따른 구조안정성 해석 결과에 따르면, 직경 102cm일 때 극한 외압조건은 물론 정상적인 외압조건 하에서도 최대 Von Mises 응력이 안전계수 2.0을 만족하는 것으로 나타났다. 이 경우에도 핵임계 및 방사선차폐 해석 결과 안전기준치를 만족시키며, 무게는 20톤 가량 줄어드는 효과가 있는 것으로 나타났다.

• 대한핵의학회지
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• 제39권1호
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• pp.1-8
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• 2005

상용 PET사이클로트론의 기술적인 변화는 PET의 수요와 밀접한 관계가 있다. PET활용이 일반화 되어 미국을 중심으로 PET의 수요가 급증하게 됨에 따라 사이클로트론의 수요도 증가 하였다. 기존의 사이클로트론은 크기와 무게로 병원에 설치에 공간과 전원 공급 등 여러 문제가 있어 각 사이클로트론 제작사들은 새로운 모델을 출시하게 되었다. 새로운 모델의 특징은 다음과 같다. 첫째 기존의 모델이 양성자와 중양자 등의 2가지 이온을 인출 하였으나 시스템의 복잡성 등의 문제와 양성자로 O-15 생산이 가능하여 양성자 빔만을 인출 하거나 중양자는 선택 사양으로 전환 하였다. 둘째 기존 모델의 경우 양성자의 빔 에너지는 약 16 MeV 이상 가속 시킬 수 있으나 신 모델은 13 MeV 이내로 대폭 낮추어 PET 용 Rl생산에 최적화하였다. 셋째 전자석, RF 장치등의 최적화를 이룩하여 전력소모를 대폭 개선하였으며 외양도 대폭 작아져 무게를 20톤 이내로 대폭 낮추었다. 넷째 새로운 모델 사이클로트론들은 자체 차폐기능이 일반화 되었으나 IBA제품이나 삼영유니텍 제품은 사용자의 견지에 따라 선택 사양이 가능하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권1호
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• pp.22-28
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• 2013

Skyshine은 고에너지 가속기의 차폐 설계 시 반드시 고려되는 중요한 현상이다. 본 연구에서는 고에너지 전자 가속기에 대한 중성자 skyshine 평가 방법을 새롭게 제시하였으며 기존의 방법들과 비교하여 타당성을 검증하였다. 고에너지 전자가속기로부터 원거리 지역의 방사선량을 계산하기 위해 몬테카를로 코드, FLUKA와 PHITS를 이용하였다. 가속기 건물로부터 원거리 지역까지 도달하는 방사선장의 경로를 skyshine, direct, groundshine, multiple-shine으로 분류하였다. 분류된 각각의 성분이 총 유효선량에 기여하는 정도를 평가하였다. 방사선원 계산에는 10 GeV 전자가 두꺼운 표적에 입사하여 생성되는 중성자를 고려하였다. Groundshine 효과를 평가하기위해 PAL-XFEL의 건설부지토양에 대한 성분을 고려하였다. 가속기 건물로부터 비교적 가까운 50 m 미만에서는 direct와 groundshine 성분들이 총 유효선량에 대부분 기여하였다. 가속기 터널로부터 거리가 멀어질수록 skyshine 성분의 기여도가 증가하였다. 평가된 skyshine 성분에 대한 유효선량은 기존에 skyshine 선량을 계산할 때 사용되었던 반실험식 중 전자가속기를 이용한 실험결과에 기반한 Rindi의 식과 가장 잘 일치하였다. 간이계산코드 SHINE3의 결과와 20% 이내로 일치하였다. 모든 성분이 포함된 총 유효선량은 기존의 평가방식에 비해 10배 정도 크게 평가되었다. 가속기 터널로부터 원거리 지역에 대한 선량평가계산에서 mutiple-shine 성분의 영향은 skyshine 성분보다 더 크다는 것을 확인하였다.

• 전기전자학회논문지
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• 제23권4호
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• pp.1461-1464
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• 2019

본 논문에서는 위치추적과 방사선 측정이 가능한 일체형 방사선 피폭 방호 소방관 인명구조 경보기를 위한 임베디드 보드 개발을 제안한다. 제안하는 방사선 피폭 방호 소방관 인명구조 경보기의 임베디드 보드는 신호 처리부, 통신부, 전원부, 메인 제어부 등으로 구성된다. 신호 처리부에서는 차폐설계, 노이즈 저감 기술 및 전자파 차감 기술 등을 적용한다. 통신부에서는 WiFi 방식을 사용하여 통신하도록 설계한다. 메인 제어부에서는 전력 소모를 최소한으로 줄이고 작고 밀도가 높으면서도 낮은 발열성을 통하여 높은 고성능 시스템을 구성한다. 일체형 방사선 피폭 방호 소방관 인명구조 경보기를 위한 임베디드 보드는 재난 및 화재현장 등 열악한 환경에 노출되어 운영하는 장비이므로 방수와 내열성을 고려한 외형도 설계 및 제작을 한다. 제안된 일체형 방사선 피폭 방호 소방관 인명구조 경보기를 위한 임베디드 보드의 효율을 판단하기 위하여 공인시험기관에서 실험하였다. 방수 등급은 소방관용 장비의 특성 상 재해 현장에서 물에 의한 침수 시에도 안정적인 성능을 유지할 수 있는 IP67 등급을 달성하였다, 동작 온도는 재해현장에서의 폭넓은 환경변화에 대응할 수 있는 -10℃~50℃의 범위에서 측정이 되었다. 배터리 수명은 붕괴사고 등의 비상 재난 상황에 대처할 수 있는 1회 충전 후 144시간 사용 가능함이 측정되었다. PCB를 포함한 최대 통신 거리는 재난 상황 시 지휘통제 차량과의 직선거리에서 기존의 50m보다 넓은 범위인 54.2m에서 작동하는 것이 측정되었다. 따라서 일체형 방사선 피폭 방호 소방관 인명구조 경보기를 위한 임베디드 보드의 그 효용성이 입증되었다.