• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2017년도 추계학술대회
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• pp.714-715
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• 2017

일본 후쿠시마 원전 사고로 해양에 많은 방사능이 누출되면서 해양 방사선 탐지에 대한 많은 관심이 고조되었다. 본 논문에서는 해양에서 방사선 탐지를 위한 MCNP 시뮬레이션을 하였다. 공기중과 달리 해양환경은 수심, 온도, 압력, 염분 등으로부터 센서의 안정성을 확보해야한다. 또한, 해양환경에서는 방사선이 많이 차폐된다. 따라서 방사선 차폐율이 낮은 하우징을 선택하는 것이 목적이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.148-154
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• 1985

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.391-402
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• 2017

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• 한국태양에너지학회 논문집
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• 제39권6호
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• pp.127-135
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• 2019

In this study, we analyzed the relationship between five factors: long-wave radiation, short-wave radiation, cloudiness, SVF and summer shelters. In the previous study, we recognized the correlation between single building SVF and long-wave radiation. Furthermore, this study attempted to confirm the relationship at the summer shelter with high solar radiation blocking rate. The observations are as follows. ① Cooling in summer shelters was not the effect of temperature but the effect of radiation reduction due to short-wave radiation shielding. ② In the case of the canopy tent with low heat capacity, the long-wave radiation was observed to be 16.7% higher per hour than the comparison control point due to the increase in surface temperature. ③ The long-wave radiation increase rate was different according to SVF, but showed very similar pattern according to the material characteristics of the summer shelters. ④ Passive Cooling effect on the type of summer shelters are determined by the size of the total long and short-wave radiation at that point.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2258-2265
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• 2024

The present investigation aims to study the role of Pr₂O₃ on the structural, physical, and radiation shielding properties of a dense cadmium lead borate glass. The XRD was used to affirm the glassy amorphous structure of fabricated sample materials. Moreover, the FTIR was used to record the change in the FT-IR spectra due to the addition of Pr₂O₃ in the wavenumber interval between 400 and 4000 cm^-1. The features of glass surfaces and the elemental analyses for the synthesized Pr₂O₃-reinforced cadmium lead borate glasses were performed using a SEM, supported by an energy-dispersive spectrometer. The γ-ray protection capacity was evaluated using the Monte Carlo method in a wide energy interval ranging between 0.015 and 15 MeV. The linear attenuation coefficient (LAC) at 1 MeV was reduced by a factor of 10 % from 0.372 cm^-1 to 0.340 cm^-1. The decrease in the LAC values negatively affected the other shielding properties such as half-value thickness and the transmission factor. Although the linear attenuation coefficient is decreased slightly with the partial substitution of CdO by Pr₂O₃ compound, the fabricated glass samples still have a high shielding capacity compared to the traditional commercial glasses as well as previous similar reported glasses.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권4호
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• pp.185-197
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• 1971

1950년대의 미국 General Atomic사에서 열출력 100 kw로 설계, 제작하여 1962년 3월에 건조완료한 TRIGA Mark-II원자로는 1969년 7월에 250 kw로 출력 증강되었으나 방사선차폐는 보강되지 않았다. 본 논문에서의 계산에 의하면 출력 증강후 현재의 차폐물로도 중성자에 대하여는 확실히 안전하지만 Gamma선에 대해서는 위험하다는 것이 판명되었다. 원자로의 구조와 출입인 및 실험종사자들의 위치로 보아 차폐물의 안전도 검토는 수평방향에 한하였고, 또 정확을 기하기 위하여 중성자와 Gamma선의 투과문제를 나누어 검토하였다. 이를 근거로 하여 이론적인 측면에서 본 콘크리트의 보강을 요하는 두께도 산출하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.37-46
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• 2006

본 연구에서는 심지층처분장에서 사용될 사용후핵연료 처분용기 개발을 위한 첫 시도로서 핵임계 및 방사선 안전성과 열역학적 구조안정성 관점에서 만족하는 처분용기 크기를 도출하였으며, 처분용기 구성요소의 적절한 배열과 안전한 처분조건 등을 설정하기 위한 기본정보도 수록하였다. 처분용기에 주어지는 외압에 대한 음력해석을 위한 안전계수를 2.0으로 하였을 때, 13cm의 사잇거리를 갖는 사용후핵연료 저장통을 둘러싸고 있는 내부충전물의 직경은 112cm로 평가되었으며, 저장통과 용기외부의 가장 얇은 부분의 최소두께는 15cm로 결정되었다. 이러한 크기를 갖는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료 집합체 4개 또는 중수로형 사용후핵연료는 297다발을 수용할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 향후 처분작업의 방사선적 안전성 확보를 위하여 용기의 상하단 부위에 대한 상세 방사선차폐해석이 필요하다.

• 한국지구과학회지
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• 제38권2호
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• pp.129-140
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• 2017

이 연구에서는 지표 관측 자료와 위성 자료 그리고 GWNU 단층 복사 모델을 이용하여 맑은 상태의 전천 일사량을 계산하였으며, 전운량에 따라 관측 및 모델의 일사량 값을 비교 분석하였다. 연구 자료는 2012년 강릉원주대학교 복사 관측소의 전천 일사량, 기온, 기압, 습도, 에어로졸 등의 관측 자료와 OMI 센서의 오존전량 자료 그리고 구름의 유무 및 전운량을 판단하기 위하여 자동 전운량 장비인 Skyview 자료를 이용하였다. 전운량이 0 할인 맑은 날의 경우 관측 값과 모델 값이 0.98로 높은 상관계수를 나타내었으나 RMSE가 $36.62Wm^{-2}$로 비교적 높게 나타났다. 이는 Skyview 장비가 얇은 구름이나 박무 및 연무 등의 기상상태를 판단하지 못하였기 때문이다. 흐린 날의 경우 구름의 영향을 보정하기 위해 전운량과 두 값의 차에 대한 비율을 이용한 회귀식을 복사 모델에 적용하였으며, 장비의 오탐지를 제외한 경우 상관계수가 0.92로 높은 상관성을 보였으나 RMSE가 $99.50Wm^{-2}$으로 높은 값을 보였다. 더 정확한 분석을 위해서는 직달 성분의 차폐 유무 및 구름 광학 두께를 포함한 다양한 구름 요소의 추가적인 분석이 요구된다. 이 연구결과는 분 또는 시간에 따른 일사량을 산출하여 일사량이 관측되지 않는 지역에서 유용하게 사용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.45-51
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• 2023

During the operation of a nuclear power plant (NPP), the waste reactor vessel closure head (RVCH) that is replaced owing to design or manufacturing defects is buried in a designated area or temporarily stored in a radiation shielding facility within the NPP. In such cases, storing it for extended periods proves a challenge owing to space constraints in the power plant and a safety risk associated with radiation exposure; therefore, dismantling it quickly and safely is crucial. However, not much research has been done on the dismantling of the RVCH in an operational power plant. This study proposes a dismantling process based on the radioactive contamination level measured for the Kori #1 RVCH, which is currently being discarded and stored, and examines the decontamination and cutting according to this process. In addition, the amount of secondary waste and dismantling cost are evaluated, and the dismantling effect of the reactor closure head is analyzed.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제27권4호
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• pp.241-249
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• 2016

The present study used a digital angiography x-ray device to measure the space dose and exposure dose of patients and practitioners using x-ray tube shielding devices developed in our laboratory. The intent of the study was to reduce the space dose within the test room, and to reduce the exposure dose of patients and practitioners. The patient and practitioner exposure doses were measured in five configurations in a human body model. The glass dosimeter was placed on the eye lenses, thyroid glands, left shoulder, right shoulder, and gonads. The beam was collimated at full size and at a 48% reduction for a comparative analysis of the measurements. The space dose was measured with an ion chamber at distances of 50 cm, 100 cm, and 150 cm from the x-ray tube under the following conditions: no shielding device; a shielding device made of 3-mm-thick lead (Pb) [Pb 3 mm shield], and a shielding device made of 3-mm-thick Pb (outside) and 3-mm-thick aluminum (Al) (inside) [Pb 3 mm＋Al 3 mm shield]. The absorbed dose was the lowest when the 3-mm-thick Pb＋3-mm-thick Al shield was used. For measurements made with collimated beams with a 48% reduction, the dose was the lowest at $154{\mu}Gy$ when the 3-mm-thick Pb＋3-mm-thick Al shield was used, and was $9{\mu}Gy$ lower than the measurements made with no shielding device. If the space dose can be reduced by 20% in all situations where the C-arm is employed by using the x-ray tube shielding devices developed in our laboratory, this is expected to play an important role in reducing the annual exposure dose for patients, practitioners, and assistants.