• 방사성폐기물학회지
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• 제21권1호
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• pp.95-114
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• 2023

During the decades after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident, ambient dose rates have markedly decreased when compared to those at the early state of the accident. Government projects have been continuously conducted by surveying the ambient dose rate and radiocesium distributions. Airborne surveys using crewed helicopters and unmanned aerial vehicles (UAVs) are the best methods for obtaining an overall picture of the distribution. However, ground-based surveys are required for accurate measurements near the population. The differences between these methods include the knowledge of the post depositional behavior of radionuclides in land use. The survey results form the basis for policy decisions such as lifting evacuation zones, decontamination, and other countermeasures. These surveys contain crucial findings regarding post-accident responses. This paper reviews the survey methods of government projects and current situation around the FDNPS. The visualization methods and databases of ambient dose rates are also reviewed to provide information to the population.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.853-858
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• 1995

노심 천 이 현상의 모사계산을 위해서는 노심상태 의 초기조건을 실제노심과 일치시켜야 하는데 특히, 제논동특성이 관심의 대상이 되는 천이현상에 있어서는 직접적인 추정이 불가능한 노심내 제논분포의 초기상태가 천이현상의 해석결과에 커다란 영향을 미치게 된다 초기상태의 노심이 정확히 제논 평형상태에 있지 않는 경우 노심의 시간에 따른 변화를 잘 예측하기 위해서는 비평형 제논분포를 모사하는 초기화가 필수적이다. 본 연구에서는 천이현상 이전에 관측된 비평형 제논진동을 등가 제논진동으로 모사하여 천이현상을 보다 정확히 예측할 수 있는 제논 초기화 기법을 개발하였으며 영광 3, 4호기 시운전 시험에서 입수된 실측자료를 통하여 그 적용성을 입증 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4554-4560
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• 2023

Continuous monitoring of radioactive substances over a prolonged duration can yield crucial insights into the levels of radiation exposure through inhalation, both in the vicinity of nuclear facilities and/or general environments. In this study, we evaluated long-term measurements (2012-2022) of gross alpha-beta activities in the air in the vicinity of nuclear facilities and reference site, distribution characteristics of temporal trends and spatial fluctuations, and factors affecting radioactivity levels. The average airborne gross-α (in mBq m^-3) for onsite and off-site were 0.124 and 0.117, respectively, and the average airborne gross-β (in mBq m^-3) measurements were 1.10 and 1.04, respectively. The activity ratio (AR) of gross-α and gross-β were calculated as a ratio of 0.12. The distribution characteristics of gross-α and gross-β activities in this study area are likely influenced by the meteorological factors and variations in airborne PM concentrations rather than the operation of the nuclear facility.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제23권12호
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• pp.1535-1541
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• 2019

방사선 사고 지역 및 제염이 필요한 지역에서의 안전하고 신속한 제염작업을 진행하기 위해서는 방사선 오염원에 대한 다양한 정보 획득이 필요하다. 특히 방사선원의 정확한 위치와 분포 정보의 파악은 신속한 후속 조치 및 오염원 제거를 위해 반드시 필요하며, 작업자의 방사선 피폭을 최소화할 수 있다. 방사선원의 위치와 분포 정보를 획득하기 위해서는 방사선 분포 탐지 장치를 사용한다. 방사선 분포 탐지 장치의 경우 일반적으로 탐지 센서 부가 단일 센서로 구성되며, 단일 센서의 물리적 한계로 인해 탐지 범위가 제한되는 문제점이 있다. 본 논문에서는 방사선 오염 분포 영상화 장치에 사용되는 단일 센서의 탐지 감도 제어를 위하여 보정 검출기를 적용하였으며, 이를 통해 제한적이었던 선량률 탐지 범위를 향상하였다. 또한 감마선 조사 시험을 통해 방사선 분포 탐지 범위의 개선을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.316-320
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• 1991

COLSS는 정상 운전시 DNBR 및 LHR의 운전 제한 조건을 감시하는 디지탈 노심감시계통이다. 영광 3, 4호기 COLSS는 현재 노내 계측기 신호를 입력으로 하여 5차의 Fourier 합성법에 의해 노심의 축방향 출력분포를 계산한다. 그러나 5차의 Fourier 합성법은 특정의 축방향 출력 형태, 특히 말안장 모양의 출력분포에 대해서 그 정확성이 떨어져 노심의 운전 여유도를 감소시키는 요인이 되고 있다. 본 연구에서는 축방향 출력분포 계산의 정확성을 증대 시키기 위해 COLSS에 Cubic Spline합성법을 적용하였다. 그 결과, Fourier합성법을 적용한 기존의 COLSS보다 RMS오차의 관점에서 최고 5%까지 그 정확도가 향상되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권3호
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• pp.171-179
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• 1980

중성자 및 감마선에 대한 선량율 환산인자(flux-to-dose-rate conversion factors)를 최대흡수선량 개념을 근거로 하여 계산하였다. 중성자 및 감자선에 대한 선량율 군산인자는 에너지 범위가 각각 2.5$\times$$10^{-8}$ 20MeV 및 0.01-15MeV에 대하여 계산하였다. 이제까지 선량율 환산인자는 단일에너지에 대한 값이 였었는데 본 연구에서는 유사인체조직 (phantom)내에서 방사선의 에너지 분포가 직선적이 아니라고 가정하여 계산되었다. 특히 DLC-23, DLC-27, DLC-31 등 핵정수 자료의 각 근에 적합한 선량율 환산인자를 결정하였다는 점이 특색이다. 결과적으로 ANSI N666에 있는 값과 본 연구에서 계산된 값이 잘 일치된다는 것을 확인하였고, 본 결과는 어떤 방사선장에서도 중성자나 감마선 선량율 분포를 계산하는데 이용될 수 있고, 방사선 차폐해석, 방사선방어, radiation dosimetry 등에 필요한 값이 될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권3호
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• pp.314-327
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• 1999

A subchannel analysis code MATRA applicable to PWRs and ALWRs has been developed to be run on an IBM PC or HP WS based on the existing CDC CYBER mainframe version of COBRA-Rf-1. This MATRA code is a thermal-hydraulic analysis code based on the subchannel approach for calculating the enthalpy and How distribution in fuel assemblies and reactor cores for both steady-state and transient conditions. HATRA has been provided with an improved structure, various functions, and models to give more convenient user environment and to enhance the code accuracy. Among them, the pressure drop model has been improved to be applied to non-square-lattice rod arrays, and the models for the lateral transport between adjacent subchannels have been improved to enhance the accuracy in predicting two-phase flow phenomena. The predictions of MATRA were compared with the experimental data on the flow and enthalpy distribution in some sample rod-bundle cases to evaluate the performance of MATRA. All the results revealed that the predictions of MATRA were better than those of COBRA-IV-I.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.175-182
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• 2010

As part of a fundamental study on the volume reduction of contaminated concrete wastes, the separation characteristics of the aggregates and the distribution of the radioactivity in the aggregates were investigated. Radioisotope $^{60}Co$ was artificially used as a model contaminant for non-radioactive crushed concrete waste. Volume reduction for radioactively contaminated dismantled concrete wastes was carried out using activated heavy weight concrete taken from the Korea Research Reactor 2 (KRR-2) and light weight concrete from the Uranium Conversion Plant (UCP). The results showed that most of the $^{60}Co$ nuclide was easily separated from the contaminated dismantled concrete waste and was concentrated mainly in the porous fine cement paste. The heating temperature was found to be one of the effective parameters in the removal of the radionuclide from concrete waste. The volume reduction rate achieved was above 80% for the KRR-2 concrete wastes and above 75% for the UCP concrete wastes by thermal and mechanical treatment.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.457-464
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• 2020

In this study, extraction of uranium(VI) from an aqueous nitric acid solution was investigated using tri-n-butyl phosphate (TBP) as an extractant in an ionic liquid, 1-alkyl-3-methylimidazolium bis (trifluoromethylsulfonyl)imide ([Cnmim][Tf2N]). The distribution ratio of U(VI) in 1.1 M TBP/[Cnmim][Tf2N] was significantly high when the concentration of nitric acid was low. The value of the distribution ratio decreased as the concentration of the nitric acid increased at lower acidities, and then increased with a nitric acid concentration of up to 8 M. This can be attributed to the different extraction mechanisms of U(VI) based on nitric acid concentrations. Thus, a cation exchange at low acidity levels and an ion-pair extraction at high acidity levels were suggested as the extraction mechanism of U(VI) in the TBP/[Cnmim][Tf2N] system.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권2호
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• pp.123-128
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• 1995

대전지역 토양에 대한 Cs-137 및 Sr-90 방사능농도를 분석 하였다. 토양중 Cs-137 농도와 유기물 함량 사이에 일정한 상관관계를 보였다. 인위적 교란이 없는 미경작지 토양에 대한 Cs-137 및 Sr-90의 평균 방사능농도는 14.37Bq/kg-dry와 7.95Bq/kg-dry 수치로 핵실험에 의한 방사성낙하물 농도와 유사한 값을 나타내었다. 미경작지를 포함한 26개 지점에서 Cs-137/Sr-90의 방사능비는 평균 1.99 정도로 Cs-137의 침적 농도가 Sr-90의 경우 보다 두배 정도 높음을 알 수 있었다.