• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.171-178
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• 2014

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제30권3호
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• pp.271-280
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• 2007

이 연구의 목적은 방사선과 학생들의 직업가치관 유형을 분석하여 그 특성을 규명하는데 있으며 전국에 소재한 7개 대학 방사선과 학생 791명을 대상으로 자료를 수집 분석하여 직업가치관 유형을 추출하고, 직업가치관 특성을 알아보기 위하여 관련 변인에 대한 차이를 검증하였다. 이 연구에서 얻어진 결론은 다음과 같다. 1. 방사선과 학생들의 외재적 직업가치관(지위, 경제적보상)은 내재적 직업가치관(사회기여, 성취, 능력, 직업흥미)보다 높게 나타났다. 2. 방사선과 학생들이 중요하게 생각하는 직업가치관 유형은 경제적 보상, 지위, 성취, 능력, 직업흥미, 사회기여 순으로 나타났다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.205-206
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• 2019

• 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.

• 한국방사선학회논문지
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• 제2권3호
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• pp.27-31
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• 2008

고에너지 X-ray를 사용하는 방사선 이용 시설에서는 고에너지 광자에 의한 광중성자 등의 발생에 대한 방사선방호 조치가 방사선 안전의 관점에서 매우 중요한 이슈 중의 하나이다. 이러한 광중성자들은 시설 외부로 누설될 경우 skyshine effect에 의해 작업종사자 및 일반 대중에게 예기기 않은 방사선 피폭을 야기할 수 있다. 이 논문에서는 9MeV X-ray를 이용한 화물검색시설을 대상으로 몬테카를로법을 이용하여 광중성자 생성량을 계산하고 이를 통해 시설 외부에서의 중성자 skyshine 방사선량률을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권6호
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• pp.1148-1155
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• 2020

This work presents two different methods for quantifying and propagating the uncertainty associated with fuel composition at end of life for cask criticality calculations. The first approach, the computational approach uses parametric uncertainty including those associated with nuclear data, fuel geometry, material composition, and plant operation to perform forward depletion on Monte-Carlo sampled inputs. These uncertainties are based on experimental and prior experience in criticality safety. The second approach, the data-driven approach relies on using radiochemcial assay data to derive code bias information. The code bias data is used to perturb the isotopic inventory in the data-driven approach. For both approaches, the uncertainty in k_eff for the cask is propagated by performing forward criticality calculations on sampled inputs using the distributions obtained from each approach. It is found that the data driven approach yielded a higher uncertainty than the computational approach by about 500 pcm. An exploration is also done to see if considering correlation between isotopes at end of life affects k_eff uncertainty, and the results demonstrate an effect of about 100 pcm.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.233-234
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• 2004

최근 들어 국제 방사선 방호위원회(ICRP: International Commission on Radiological Protection)의 ICRP-60에서는 원전 작업종사자의 연간 허용 피폭량을 현행값인 5 rem보다 연 평가 2 rem으로 제한 운영토록 권고하고 있다. 이렇게 엄격해지는 방사선 관리규정에 능동적으로 대처할 수 있도록 새로운 방호차원에서 관련 계통 및 기기들의 방사선량을 낮출 수 있는 기술 개발이 절실한 실정이다. 각국의 원전에서는 방사능을 강구하고 있는 실정이다.(중략)

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.45-59
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• 2023

The transport calculation for a wide variety of radionuclides contained in high-level radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is computationally difficult, and input data collection for this also take a considerable amount of time. Accordingly, considering limited resources, it is possible to reduce the calculation time while minimizing impact on accuracy by including only radionuclides important to calculation result through applying some criteria among potential radiation source terms that may release into environment. In this paper, therefore, we reviewed and analyzed the screening process performed to select radionuclides to be considered in the safety assessment for the KBS-3 type repository in Sweden and Finland. In both countries, it was confirmed that a list of radionuclides was selected by comprehensively considering screening criteria such as radioactivity inventory, half-life, radiotoxicity, risk quotient, and transport properties, and etc. A comparison of radionuclides included in the radiological safety assessment in both countries suggests that most of nuclides are considered in common, and a few nuclides considered only in one country are due to differences in decay chain treatment or spent fuel types. As of now, since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined, it is necessary to comprehensively model release and transport of all radionuclides considered in Sweden and Finland when performing the radiological safety assessment. Based on these results, we derived the screening concept of selecting a list of radionuclides to be considered in the radiological safety assessment for the domestic KBS-3 type geological disposal facility, and this result is expected to be used as technical basis for confirming conformity with the safety objective. In a more detailed evaluation reflecting domestic characteristics in the future, it would be desirable to consider only radionuclides selected in accordance with the screening procedure. However, further research should be conducted to determine the quantitative limit for each criteria.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.113-121
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• 2021

A safety assessment of radioactive waste repositories is a mandatory requirement process because there are possible radiological hazards owing to radionuclide migration from radioactive waste to the biosphere. For a reliable safety assessment, it is important to establish a parameter database that reflects the site-specific characteristics of the disposal facility and repository site. From this perspective, solubility, a major geochemical parameter, has been chosen as an important parameter for modeling the migration behavior of radionuclides. The solubilities were derived for Am, Ni, Tc, and U, which were major radionuclides in this study, and on-site groundwater data reflecting the operational conditions of the Gyeongju low and intermediate level radioactive waste (LILW) repository were applied to reflect the site-specific characteristics. The radiation dose was derived by applying the solubility and radionuclide inventory data to the RESRAD-OFFSITE code, and sensitivity analysis of the dose according to the solubility variation was performed. As a result, owing to the low amount of radionuclide inventory, the dose variation was insignificant. The derived solubility can be used as the main input data for the safety assessment of the Gyeongju LILW repository in the future.

• 한국방사선학회논문지
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• 제5권6호
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• pp.315-324
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• 2011

본 연구는 전 의경에 대한 체계적이고 효율적인 인적자원 관리를 위한 기초 자료로써의 성격을 갖는다. 우선 전 의경과 경찰관을 대상으로 방사선 검사 중 단순 X-선검사, CT 검사, MRI 검사를 시행한 환자를 대상으로 분석을 실시하였다. 질환별 분류에 있어서는 신체부위별로 일반 질환과 근 골격계 질환으로 분류하였다. 근 골격계 질환은 다시 검사 부위별로 세분화하여 분석하였다. 경찰관과 전 의경의 정량적 비교에 있어서는 단순 X-선검사, 전산화 단층 촬영술, 자기공명영상검사의 부위별 평균 인원을 비교하였다. 연구 결과 전 의경은 단순 X선 검사, CT 검사, MRI 검사 등 세 검사 모두 Lower extremity 검사가 다른 부위에 비해 가장 많이 차지하고 있으며 Lower extremity 검사 중에서 특히 Knee 검사 비율이 가장 많이 차지하고 있다.