• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권3호
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• pp.301-308
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• 2011

The diametral creep of pressure tubes (PTs) in CANDU (CANada Deuterium Uranium) reactors is one of the principal aging mechanisms governing the heat transfer and hydraulic degradation of the heat transport system (HTS). PT diametral creep leads to diametral expansion, which affects the thermal hydraulic characteristics of the coolant channels and the critical heat flux (CHF). The CHF is a major parameter determining the critical channel power (CCP), which is used in the trip setpoint calculations of regional overpower protection (ROP) systems. Therefore, it is essential to predict PT diametral creep in CANDU reactors. PT diametral creep is caused mainly by fast neutron irradiation, temperature and applied stress. The objective of this study was to develop a bundle position-wise linear model (BPLM) to predict PT diametral creep employing previously measured PT diameters and HTS operating conditions. The linear model was optimized using a genetic algorithm and was devised based on a bundle position because it is expected that each bundle position in a PT channel has inherent characteristics. The proposed BPLM for predicting PT diametral creep was confirmed using the operating data of the Wolsung nuclear power plant in Korea. The linear model was able to predict PT diametral creep accurately.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2007년도 동계학술발표대회 논문집
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• pp.305-309
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• 2007

FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. The Commissioning of the FTL is to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권5호
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• pp.1406-1416
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• 2019

In this research, a multi-slit prompt-gamma camera was developed to locate the distal dose falloff of the proton beam spots in spot scanning proton therapy. To see the performance of the developed camera, therapeutic proton beams were delivered to a solid plate phantom and then the prompt gammas from the phantom were measured using the camera. Our results show that the camera locates the 90% distal dose falloff (= d90%), within about 2-3 mm of error for the spots which are composed $3.8{\times}10^8$ protons or more. The measured location of d90% is not very sensitive to the irradiation depth of the proton beam (i.e., the depth of proton beam from the phantom surface toward which the camera is located). Considering the number of protons per spot for the most distal spots in typical treatment cases (i.e., 2 Gy dose divided in 2 fields), the camera can locate d90% only for a fraction of the spots depending on the treatment cases. However, the information of those spots is still valuable in that, in the multi-slit prompt-gamma camera, the distal dose falloff of the spots is located solely based on prompt gamma measurement, i.e., not referring to Monte Carlo simulation.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 대한핵의학회지
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• 제30권3호
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• pp.351-360
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• 1996

새로운 내부 방사선 치료용(Internal radiotherapy) $^{166}Ho$-CHICO와 CHIMA를 개발하고자 한다. $^{166}Ho$-CHICO 형성에 pH, 반응시간, chitosan 농도, $^{166}Ho$의 양 등의 영향을 실험하고, 형성된 $^{166}Ho$-CHICO로부터 $^{166}Ho$-CHIMA를 제조하여 $^{166}Ho$-CHICO와 CHIMA의 체내외 안정성 검사 등의 실험을 수행하였다. $^{166}Ho$-CHICO 형성시 최적의 조건은 pH 3.0에서 0.75% 이상의 chitosan 용액과, chitosan 무게에 대해 최대 20%까지는 $^{166}Ho$이 정량적으로 착물을 형성하였고, $^{166}Ho$-CHICO를 알칼리 처리하여 $^{166}Ho$ CHIMA를 제조하였다. 그리고 $^{166}Ho$-CHICO와 CHIMA는 체내외에서 매우 안정하였다. $^{166}Ho$-CHICO와 CHIMA는 매우 이상적인 carrier로서의 특성을 지닌 천연의 chitosan에 $^{166}Ho$을 쉽게 정량적으로 표지할 수 있고, 높은 체내외 안정성으로 미루어보아 내부 방사선 치료용 제제로서의 이용 가능성이 매우 높으며, 앞으로 충분한 동물실험을 거치면 신규 내부 방사선 치료제로서 새로운 장을 열 수 있을 것이다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.407-408
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• 2011

Natural boron consists of two stable isotopes 10B and 11B with natural abundance of 18.8 atom percent of 10B and 81.2 atom percent of 11B. The thermal neutron absorption cross-section for 10B and 11B are 3837 barn and 0.005 barn respectively. 10B enriched specific compounds are used for control rods and as a reactor coolant additives. In this work 2 methods for boron enrichment were analysed: 1) Gas irradiation in static conditions. Dissociation occurs due to multiphoton absorption by specific isotopes in appropriately tuned laser field. IR shifted laser pulses are usually used in combination with increasing the laser intensity also improves selectivity up to some degree. In order to prevent recombination of dissociated molecules BCl3 is mixed with H2S 2) SILARC method. Advantages of this method: a) Gas cooling is helpful to split and shrink boron isotopes absorption bands. In order to achieve better selectivity BCl3 gas has to be substantially rarefied (~0.01%-5%) in mixture with carrier gas. b) Laser intensity is lower than in the first method. Some preliminary calculations of dissociation and recombination with carrier gas molecules energetics for both methods will be demonstrated Boron separation in SILARC method can be represented as multistage process: 1) Mixture of BCl3 with carrier gas is putted in reservoir 2) Gas overcooling due to expansion through Laval nozzle 3) IR multiphoton absorption by gas irradiated by specifically tuned laser field with subsequent gradual gas condensation in outlet chamber It is planned to develop software which includes these stages. This software will rely on the following available software based on quantum molecular dynamics in external quantized field: 1) WavePacket: Each particle is treated semiclassicaly based on Wigner transform method 2) Turbomole: It is based on local density methods like density of functional methods (DFT) and its improvement- coupled clusters approach (CC) to take into account quantum correlation. These models will be used to extract information concerning kinetic coefficients, and their dependence on applied external field. Information on radiative corrections to equation of state induced by laser field which take into account possible phase transition (or crossover?) can be also revealed. This mixed phase equation of state with quantum corrections will be further used in hydrodynamical simulations. Moreover results of these hydrodynamical simulations can be compared with results of CFD calculations. The first reasonable question to ask before starting the CFD simulations is whether turbulent effects are significant or not, and how to model turbulence? The questions of laser beam parameters and outlet chamber geometry which are most optimal to make all gas volume irradiated is also discussed. Relationship between enrichment factor and stagnation pressure and temperature based on experimental data is also reported.

• 비파괴검사학회지
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• 제18권6호
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• pp.455-463
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• 1998

경수로형 원자로 제어봉집합체(rod cluster control assembly)의 제어봉선단 봉단마개 부위에 발생할 수 있는 원주방향균열을 검출하기 위한 다중표면 와전류탐촉자를 설계하였으며, 이를 MIZ-30 주파수발생장치에 연 결하여 원주방향균열을 검출하고 원주방향길이를 측정 할 수 있는 와전류검사기술을 개발하였다. $8{\times}1$ 다중표면 와전류탐촉자는 원주방향으로 발생할 수 있는 균열 검사에 적합하도록 탐촉자 내부 원주방향으로 8개 표면코일을 일정간격으로 배치하고 코일 후방에 스프링을 설치하여 주사시 코일 머리부분이 표면에 밀착되므로서 코일과 피복관표면 사이의 lift-off 발생이 최소가 되도록 설계하였다. LCR-meter 및 HP-VEE 프로그램을 사용하여 코일의 전기적 특성을 평가하였으며, 탐촉자의 균열검출 특성은 Miz-30과 Eddynet 프로그램을 사용하여 평가하였다. 교정 standard와 시험편은 $14{\times}14$형 제어봉피복관(SS-304, 외경 : 10.95mm, 두께 : 0.48mm)을 사용하여 축방향과 원주방향으로 깊이와 길이를 달리하여 여러가지 균열성 EDM노치 (폭 0.2mm, 관두께의 15, 25, 40, 50, 60%깊이)를 가공하였으며, 이를 이용하여 탐촉자의 균열검출 및 크기측정 특성을 평가한 결과 제어봉 튜브표면에 발생한 원주균열의 검출 가능 최소길이는 3.5mm이고, 깊이는 ${\pm}5.31%$ RMS 오차 이내로 측정 할 수 있었다. 또한, 제어봉선단 봉단마개 부위에 발생할 수 있는 마모, 스크레치, 축 및 원주방향균열 신호는 신호의 위상과 신호형상을 분석하므로서 구분이 가능하였다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제8권1호
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• pp.35-43
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• 1990

1975년 1월부터 1984년 12월까지 원자력병원 치료 방사선과에서 악성 타액선 종양으로 방사선 치료를 받은 58명의 환자를 대상으로 하여 이들의 생존율을 후향적으로 분석하였다. 이들은 수술후 재발했거나, 수술이 불가능한 환자들이었다. 58명의 환자중 mucoepidermoid carcinoma를 가진 환자가 $43.1\%$, adenoid cystic carcinoma를 가진 환자는 $41.3\%$였다. 주 타액선 종양의 5년 보험생존율은 $68.2\%$, 10년 생존율은 $31.8\%$였으나, 무병생존율은 각각 $43.2\%\;13.0\%$로써 치료 후 재발된 상태에서도 비교적 오래 산다는 것을 알 수 있었다. TNM staging에 의한 생존율도 $T_1$의 5년 생존율이 $86.5\%,\;T_2+T_3$가 $40.0\%,\;T_4$가 $0\%$로, T stage가 높아지면 질수록 생존율도 현저히 감소하였다. 병리조직학적 관점에서 볼 때, adenoid cystic carcinoma의 5년 무병생존율은 $40.1\%$로써, mucoepidermoid ca.의 $49.8\%$보다 낮았으나, 전체적인 생존율은 $77.3\%$로써, mucoepidermoid ca.의 $51.5\%$보다 현저히 높았다. 따라서, adenoid cystic carcinoma는 치료실패후 병을 가진 상태에서도 상당 기간 생존할 수 있다는 것을 알았으며, 평균 생존기간은 2년 이었다. 또한 mucoepidermoid ca.인 경우에는 세포의 분화정도에 따라 생존율이 달라졌는데, 저등도 분화세포의 5년 생존율이 $78.8\%$로 고등도 분화세포의 $38.2\%$보다 거의 2배나 높았다. 암의 위치와 성별에 따른 생존율의 차이는 없었다. Minor salivary gland tumor는 6명으로 5년 보험생존률은 $32.3\%$였다. 따라서 주 타액선 종양의 생존율에 영향을 끼칠 수 있는 예후 인자는 1) 병리조직학적 세포종류, 2) T와 N stages (AJCC), 3) mucoepidermoid carcinoma에 있어서 분화 정도 였다.

• 대한수의학회지
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• 제41권2호
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• pp.203-210
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• 2001

방사선 피폭선량의 예측을 위한 방사선 민감 지표 모델 개발을 위하여 코발트-60 감마선과 의료용 싸이크로트론 50 MeV($p{\to}RBe^+$) fast neutron을 0.25 Gy에서 1 Gy의 선량을 랫드에 각각 전신 조사한 후 말초혈액내 임파구와 소장에 음와세포의 형태학적 변화를 apoptotic fragment assay법을 이용하여 관찰하였다. 모든 방사선조사군에서 음와세포와 말초 임파구에 아포토시스의 유도가 증가된 것이 관찰되었으며, 이것은 방사선이 방사선 민감세포의 아포토시스 유도를 자극한 것으로 보인다. 상기의 결과는 아포토시스가 손상된 세포를 제거하므로 손상된 방사선 민감 표적 장기의 항상성 유지에 중요한 역할을 하는 것으로 판단되었다. Apoptotic fragments의 발생빈도에 대한 선량-반응곡선에 있어서 음와세포는 중선자 조사군이 $y=0.3+(6.512{\pm}0.279)D(r^2=0.975)$으로, 반면에 감마선 조사군은 $y=0.3+(4.435{\pm}0.473)D+(-1.300{\pm}0.551)D^2(r^2=0.988)$의 식을 얻었다. 그리고 말초 임파구에서는 감마조사군이 $y=3.5+(118.410{\pm}10.325)D+(-33.548{\pm}12.023)D^2(r^2=0.992)$의 식으로 나타났다. 이와 같이 감마선조사군은 공히 linear quadratic model 이였으나 중성자조사군은 linear model 로 관찰되었다. 조사된 세포의 종류와 상관없이 apoptotic fragments의 발생빈도와 조사 선량간의 유의한 효과가 있는 것으로 확인되었다. 이상의 결과에서 조사선량의 증가와 비례하여 방사선 민감 세포의 apoptotic fragments가 수적으로 증가하였으며, 고준위 방사선이 저준위 방사선보다 선량 반응 곡선과 시간 경과에 따른 영향이 보다 강한 것으로 인지되었으며, 음와세포의 apoptosis 유도에 대한 중성자선의 방사선 생물학적 효과비(RBE)는 1.919 였다. 그리고 모든 방사선조사군에서 방사선피폭 후 4시간과 6시간에 apoptosis 유도가 가장 많았으며, 음와세포의 형태학적 소견은 정상 대조군에서 관찰되지 않는 전형적인 apoptotic fragments가 나타났다. 따라서 음와 세포와 말초 임파구에서의 아포토시스 유도는 방사선 조사에 의한 세포 손상의 생물학적 영향 평가를 위한 검색 및 방사선 피폭선량 예측의 지표로 이용 가능할 것으로 사료됨.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권3호
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• pp.123-138
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• 1998

개인피폭선량 평가용 열형광선량계인 UD802 선량재에 대한 X-선장, 감마선장, 베타선장 및 중성자선장의 순수선장과 X-선장/감마선장, 베타선장/감마선장 및 중성자장/감마선장의 혼합선장에서의 반응특성을 조사하였으며 소자반응이 확률적으로 분포하는 성질을 이용한 개인피폭선량 평가 방법을 개발하였다. 선량계 특성조사를 위한 기준조사는 한국원자력안전기술원의 X-선장, 베타선장 및 감마선장을 이용하였으며 중성자선장은 미국 PNL에 의뢰하여 수행하였다. 특성조사 결과 광자 선장에 대한 소자1과 소자2는 에너지에 대한 의존성이 매우 적어 선량당량의 계산시 매우 유용한 자료로 사용되어질 수 있으며 소자3과 소자4는 저에너지 및 중에너지의 광자선장에 대해 매우 민감한 변화를 보이고 있다. 소자1/소자3 및 소자1/소자4의 반응비는 베타선장과 중성자선장에 대하여 에너지의존성이 큰 반응비를 나타내며, 소자3/소자2의 반응비는 중성자선장에 대해서만 1이하의 값을 나타내고 있다. 저에너지 및 중에너지 광자선장에 대한 에너지 분별은 소자3/소자2 및 소자3/소자4의 반응비로서 가능함을 확인하였다. 본 연구에서 개발한 확률분포 분석법의 적용가능성을 보이기 위하여 Panasonic UD716AGL/UD802 판독시스템에 적용하여 ANSI N13.11-1993에 따른 성능검증을 수행하였다. 성능검증 결과 모든 범주에 대하여 성능지수, ${\mid}B{\mid}+S$가 최대 0.232의 성능이 확인되었다. 특히 일부 소자의 비정상적 반응에 대해서도 최적의 피폭선량평가를 수행하고 있음이 확인되었으며, 실험실에서 재현될 수 없는 실제 방사선작업 환경에서의 선량평가 수행시, 본 논문에서 제시한 선량평가방법을 적용할 경우 계획된 피폭과 예상하지 못한 방사선장에 대한 피폭을 구분할 수 있어 보다 심도 있는 피폭선량평가 및 방사선관리가 가능할 것으로 판단된다.