• 한국방재안전학회논문집
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• 제13권1호
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• pp.1-11
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• 2020

수문 통계 분야에서 관측된 자료를 대표할 수 있는 확률분포 모형을 추정하는 일은 매우 중요한 문제이다. 이를 위해 표본 자료로부터 추정되는 확률분포 모형과 가정된 이론적 확률분포 모형의 일치 정도를 통해 적합도 검정을 수행한다. 확률 도시 상관계수 검정(PPCC)은 적합도 검정 방법 중 하나로 적용 방법이 간편하면서도 높은 기각력을 가지고 있다. 본 연구에서는 L-모멘트 법 기반의 generalized extreme value(GEV) 분포 모형을 위한 PPCC의 검정 통계량을 유도하고 이를 다변량 비선형 형태의 회귀식으로 제시하였다. 새롭게 제시된 방법의 기각력을 검토하고자 기존의 적합도 검정 방법들과 모의실험을 수행하였으며 그 결과 본 연구에서 제시된 PPCC-A 검정 방법이 기존의 PPCC 검정을 비롯한 다른 적합도 검정 방법보다 우수한 기각력을 보이는 것으로 나타났다. 이를 통해 표본 자료를 좀 더 정확하게 대표할 수 있는 확률분포 모형을 구축하는 데 도움이 될 것으로 기대된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제28권4호
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• pp.224-230
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• 2010

목적: 본 연구에서는 콘빔 CT에서 산란선 제거를 위한 aft-multple-slit (AMS) 시스템을 설계하였다. 예비 연구로서 본 시스템의 효용성을 검증하기 위해 MC 시뮬레이션을 수행하였다. 대상 및 방법: 가상 시뮬레이션은 산란선과 산란선+일차선을 계산할 수 있는 MCNPX의 radiography tally 5를 이용하였다. AMS는 빔의 발산성을 고려한 각이 동일한 아크 형태이고, 길이 방향에서의 산란선을 막는다. AMS의 효용성을 위한 평가는 AMS를 사용하지 않았을 때의 일차선과 산란선을 비교함으로써 수행되었다. 2D projection 영상을 얻기 위해 전체의 AMS는 한번의 캔트리 회전 후 AMS에 의해 가려진 부분의 영상 획득을 위해 다시 한 번 회전하는 구조이다. 결과: 일차선의 2D projection 영상은 모든 AMS의 폭에서 그리고 AMS를 사용하지 않았을 때에도 동일하였으나 일차선+산란선의 2D projection 영상은 slit의 폭에 따라 결과가 변했다. Slit의 폭을 5 mm, 10 mm, 15 mm, 20 mm로 하였을 때 평균 산란성 제거율은 29%, 15%, 9%, 8%였다. 결론: 본 연구에서는 AMS를 이용한 콘빔 CT의 산란선 제거 효과를 평가하였다. MC 시뮬레이션을 이용한 본 시스템의 사전 연구에서는 상당한 산란선 제거 효과를 보여주었다.

• 응용통계연구
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• 제33권1호
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• pp.47-59
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• 2020

본 논문에서는 마코프 이항 회귀 모형의 시차가 알려져 있거나 그렇지 않은 경우일 때, t-링크 함수를 갖는 종단적 마코프 이항 회귀 모형을 제시한다. 일반적으로, 이항 회귀 모형에서는 로직 모형이나 프로빗 모형이 주로 사용된다. t-링크 함수는 t 분포가 자유도가 커질수록 정규분포로 근사하기 때문에 프로빗 모형을 대신 더 많은 유연성을 위해 사용될 수 있다. 게다가 마코프 회귀모형은 종단 자료에 대해 사용될 수 있다. 우리는 마코프 회귀 모형의 시차를 결정하기 위해 베이지안 방법을 제시하고자 한다. 특히, 각 모델의 차수에 대해 알고 있는 경우에는 DIC를 기준으로 모델 비교를 실시하였다. 모델의 차수에 대해 모르는 경우에는 가능한 모델들의 사후 확률을 이용하였다. 복잡한 베이지안 계산을 해결하기 위하여 Albert와 Chib (1993), Kuo와 Mallick (1998)과 Erkanli 등 (2001)의 방법을 이용하여 모델을 재설정하였다. 제안하는 방법은 시뮬레이션 데이터와 Somer 등 (1984)에 의해 조사된 인도네시아 어린이 종단 데이터에 적용했다. 마코프 이항 회귀모형의 순서에 대해서 아는 경우와 모르는 경우를 각각 가정하여 최적의 모델을 알아보기 위해 MCMC 방법을 사용하였다. 또한, 매트로폴리스 해스팅 알고리즘의 수렴성을 점검하기 위해 Gelman과 Rubin의 진단을 이용했다.

• 한국환경보건학회지
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• 제44권1호
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• pp.63-75
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• 2018

Objectives: The aim of this research is to explore the total heavy metals from a coal-fired power plant burning bituminous coal with wood pellets due to the implementation of the Renewable Portfolio Standard policy (RPS, 10% of electricity from renewable energy resources by 2023). Methods: The research was carried out by collecting archival data and using the USEPA's AP-42 & EMEP/EEA compilation of emission factors for use in calculating emissions. The Monte Carlo method was also applied for carrying out the calculations of measurement uncertainty. Results: In this paper, the results are listed as follows. Sb was measured at 110 kg (2015) and calculated as 165 kg (2019) and 201 kg (2023). Cr was measured at 1,597 kg (2015) and calculated as 1,687 kg (2019) and 1,728 kg (2023). Cu was measured at 2,888 kg (2015) and calculated as 3,133 kg (2019) and 3,264 kg (2023). Pb was measured at 2,580 kg (2015) and calculated as 2,831 kg (2019) and 2,969 kg (2023). Mn was measured at 3,011 kg (2015) and calculated as 15,034 kg (2019) and 23,014 kg (2023). Hg was measured at 510 kg (2015) and calculated as 513 kg (2019) and 537 kg (2023). Ni was measured at 1,720 kg (2015) and calculated as 1,895 kg (2019) and 1,991 kg (2023). Zn was measured at 7,054 kg (2015) and calculated as 9,938 kg (2019) and 11,778 kg (2023). Se was measured at 7,988 kg (2015) and calculated as 7,663 kg (2019) and 7,351 kg (2023). Conclusion: This shows that most heavy metals would increase steadily from 2015 to 2023. However, Se would decrease by 7.9%. This analysis was conducted with EMEP/EEA's emission factors due to the limited emission factors in South Korea. Co-firewood pellets in coal-fired power plants cause the emission of heavy metals. For this reason, emission factors at air pollution control facilities would be presented and the replacement of wood pellets would be needed.

• Radiation Oncology Journal
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• 제13권3호
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• pp.285-289
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• 1995

목적 : 6 MeV의 전자선에 대하여 Monte-Carlo기법을 이용한 모의계산(simulation)과 측정을 함으로써 측정값과 계산값을 서로 비교하고, 이러한 모의계산이 측정을 대신할 수 있을 만큼의 정확도가 있는지를 확인하고자 하였다. 방법 : 선형가속기에서 출력되는 전자선의 심부량 백분율(percent depth dose)을 물팬톰에서 반도체 검출기를 이용하여 조사야 $50{\times}50,\;100{\times}100,\;150{\times}150,\;200{\times}200\;mm^2$에 대하여 측정하였다. 전자선에 대한 선량을 결정하기 위한 모의계산은 EGS4 프로그램을 사용하였다. 결과 : 측정값과 계산값은 유사한 형태로 나타났는데 $100{\times}100\;mm^2$ 조사야 에서 선축상최대선량은 측정값과 계산값이 각각 14mm 와 15mm, 표면선량율은 각각 $76.94\%$ 와 $65.52\%$였다. 모의계산에서 표면선량율의 조사야에 따른 변화는 $64.43\%-66.99\%$이고 선축상최대선량은 15mm-18mm 였다. 결론 : 모의계산을 한 결과, 계산값이 측정값과 비교적 잘 일치한다는 것을 알았다. 표면선량율의 차이만을 제거하고 결과를 살펴보면 선축상 최대치등 방사선 치료에 주로 이용되는 부츤의 선량율에서는 모의계산이 측정을 대신할 수 있을 만큼의 정확도가 있다는 것을 확인하였다.

• 대한핵의학회지
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• 제39권3호
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• pp.163-173
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• 2005

목적: 삼중에너지창 산란보정 방법(triple energy window method, TEW)을 위해 사용하는 인접된 산란에너지창은 산란을 부적당하게 평가할 수 있다. 본 연구의 목적은 인접된 산란에너치창을 사용하지 않고, TEW의 단점을 보완하는 개선된 삼중에너지창 방법(extended triple energy window method, ETEW)으로 확장하는 것이다. 대상 및 방법: TEW에서 사용하는 인접된 산란에너지창은 주에너지창의 설정에 따라 산란성분을 과소평가하거나 과대평가할 수 있다. 이에 비해 ETEW는 주에너지창에 인접되지 않는 산란에너지창을 사용하여 TEW를 광범위하게 사용할 수 있도록 확장한 방법이다. 본 연구에서는 cold sphere들 또는 hot sphere들을 가진 원통형 물팬텀과 점선원들에 대한 몬테칼로 시뮬레이션을 실행하여 ETEW와 TEW를 비교 평가하였다. 또한 다양한 주에너지창 너비들(10%, 15%, 그리고 20%)을 이용하여 시뮬레이션을 실행하였다. 데이터 분석을 위해서 영상대조도, %회복계수, 정규화된 표준편차를 계산하였다. 결과: TEW와 ETEW 모두 산란보정전보다 영상대조도와 %회복계수를 개선시켰다. 그러나, TEW에 의해 추정된 산란성분들은 10%, 15%, 그리고 20%의 주에너지창 너비들에 대해 시뮬레이션이 된 산란성분들의 참값에 비례하지 않았으나, ETEW는 참값에 직접으로 비례하는 산란성분들을 추정하였다. 결론: 본 연구는 기존의 TEW 산란보정 방법이 가지고 있던 단점을 보완하여 ETEW 방법으로 확장하였다.

• 한국도시철도학회논문집
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• 제6권4호
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• pp.319-326
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• 2018

열차제어시스템에서 열차간 추돌을 방지하기 위한 안전간격은 열차의 비상제동에 따른 제동거리를 기반으로 한다. 제동거리 성능평가는 동역학적 해석과 시운전시험을 통한 확인이 있으나 두 방법 모두 차륜과 레일의 점착계수의 약화 등과 같은 조건을 모두 고려할 수 없기 때문에 열차제어시스템의 설계에 활용하기에는 충분하지 않다. 따라서 본 연구에서는 다양한 환경을 고려할 수 있는 몬테카를로 방법을 이용하여 제동성능을 분석하고자 하였다. 제동모델은 비상제동에서 사용하는 공기제동을 기초로 하였으며, 제동압력, 제동효율, 제동 마찰계수, 점착계수, 차량의 질량분포 등을 고려할 수 있도록 모델링하였다. 영향 인자 분포의 변화에 따른 제동성능의 변화를 검토하고 이를 바탕으로 제동장치의 품질 제어를 통해 제동성능은 개선될 수 있음을 확인하였다. 또한, 열차를 구성하는 차량 편성에 따라 제동성능의 변화를 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 열차제어시스템의 안전간격 설계의 기초자료로 활용될 뿐 아니라 철도차량의 제동성능 향상의 근거자료로 활용될 수 있을 것으로 예상된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.178-186
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• 2020

Background: Reactor pressure vessel (RV) with internals (RVI) are activated structures by neutron irradiation and volume contaminated wastes. Thus, to develop safe and optimized disposal plan for them at a disposal site, it is important to perform exact activation calculation and evaluate the dose rate on the surface of casks which contain cut-off pieces. Materials and Methods: RV and RVI are subjected to neutron activation calculation via Monte Carlo methodology with MCNP6 and ORIGEN-S program-neutron flux, isotopic specific activity, and gamma spectrum calculation on each component of RV and RVI, and dose rate evaluation with MCNP6. Results and Discussion: Through neutron activation analysis, dose rate is evaluated for the casks containing cut-off pieces produced from decommissioned RV and RVI. For RV cut-off ones, the highest value of dose rate on the surface of cask is 6.97 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 3.03 × 10-2 mSv/hr. For RVI cut-off ones, on the surface of it is 0.166 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 1.04 × 10-1 mSv/hr. Dose rates for various RV and RVI cut-off pieces distributed lower than the limit except the one of 2 m from the cask surface of RVI. It needs to adjust contents in cask which carries highly radioactive components in order to decrease thickness of cask. Conclusion: Two types of casks are considered in this paper: box type for very-low-level waste (VLLW) as well as low-level waste (LLW) and cylinder type for intermediate-level waste (ILW). The results will contribute to the development of optimal loading plans for RV and RVI cut-off pieces during the decommissioning of nuclear power plant that can be used to prepare radioactive waste disposal plans for the different types of wastes-ILW, LLW, and VLLW.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권3호
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• pp.158-166
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• 2022

Background: The effects of radiation on the health of radiation workers who are constantly susceptible to occupational exposure must be assessed based on an accurate and reliable reconstruction of organ-absorbed doses that can be calculated using personal dosimeter readings measured as H_p(10) and dose conversion coefficients. However, the data used in the dose reconstruction contain significant biases arising from the lack of reality and could result in an inaccurate measure of organ-absorbed doses. Therefore, this study quantified the biases involved in organ dose reconstruction and calculated the bias-corrected H_p(10)-to-organ-absorbed dose coefficients for the use in epidemiological studies of Korean radiation workers. Materials and Methods: Two major biases were considered: (a) the bias in H_p(10) arising from the difference between the dosimeter calibration geometry and the actual exposure geometry, and (b) the bias in air kerma-to-H_p(10) conversion coefficients resulting from geometric differences between the human body and slab phantom. The biases were quantified by implementing personal dosimeters on the slab and human phantoms coupled with a Monte Carlo method and considered to calculate the bias-corrected H_p(10)-to-organ-absorbed dose conversion coefficients. Results and Discussion: The bias in H_p(10) was significant for large incident angles and low energies (e.g., 0.32 for right lateral at 218 keV), whereas the bias in dose coefficients was significant for the posteroanterior (PA) geometry only (e.g., 0.79 at 218 keV). The bias-corrected H_p(10)-to-organ-absorbed dose conversion coefficients derived in this study were up to 3.09- fold greater than those from the International Commission on Radiological Protection publications without considering the biases. Conclusion: The obtained results will aid future studies in assessing the health effects of occupational exposure of Korean radiation workers. The bias-corrected dose coefficients of this study can be used to calculate organ doses for Korean radiation workers based on personal dose records.

• 한국방사선학회논문지
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• 제16권6호
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• pp.741-749
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• 2022

산업체에서 용접구조물을 파괴 없이 품질을 검증하는 방사선투과검사는 압도적으로 많이 이용되지만, 방사선을 이용함에 따라 많은 안전사항이 요구된다. 방사선투과검사 작업종사자는 검사부재의 이동유무에 따라 감마선조사기인 운반용기에 내장된 Iridium-192 방사선원을 사용시설 내 혹은 사용시설 외의 장소에서 이동시켜 작업을 수행 한다. 일반적인 사용시설은 두꺼운 콘크리트로 외부와 방사선을 전면 차단한 시설이지만, 검사부재의 취급이 용이하지 않은 등의 사유로 천장이 개방된 사용시설이 있다. 일반적인 사용시설은 외부가 모두 차단되어 이론적인 선량 평가 방법을 통하여 건설하여도 무방하지만, 천장이 개방된 경우 스카이샤인효과로 인하여 단순 이론적인 계산 방법으로 방사선 안전성을 평가하는 것은 적합하지 않다. 따라서 본 연구에서는 실제 현장에서 해당 시설의 방사선 안전성을 이온챔버형 방사선측정기와 누적선량계형인 OSLD를 통하여 평가하고, 실제 평가 환경을 몬테카를로 시뮬레이션 코드인 플루카를 이용하여 모델링 및 평가를 하였다. 해당 시설에서 조사방향에 따라 시설 경계의 방사선량은 규제기관에서 정하는 기준을 만족하기 어려웠고, 추가의 방법을 통하여 방사선 안전성을 확보할 수 있었다. 또한, Iridium-192 선원을 이용한 시뮬레이션 결과가 실제 측정값과 유효한 결과임을 확인할 수 있었다.