• Journal of The Geomorphological Association of Korea
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• v.25 no.1
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• pp.1-17
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• 2018

The characteristics and burial ages of sand sediments on the Jiduri coast in Daechung-myeon, Ongjin-gun, Incheon were investigated. Daecheong Island is the area where the characteristics of the rocky coast and sand coast are shown. Various studies have been conducted on the Okjukdong sand dune that appears in the north of the island. However, there has been no study on the sandy sedimentary topography of the Jiduri and Moraewul area in the south. The sandy sedimentary terrain of Jiduri is divided into sandy beaches, sand dunes and sand deposits along the slope including climbing dune. Overall, the depth of sandy sediments in Jiduri is not deep. The characteristics of sandy sediments and burial ages were investigated at an elevation of about 23 m above sea level at the back of Jiduli Beach and 46 m above sea level at the ridge line between Jiduri and Moraewol. From the Jiduri coast to the hillside behind, the average grain size decreases and the sorting becomes better as it moves from the intertidal zone to the beach and the foredune. This indicates the selective sand transport by the wind and can be judged by the terrain formed under the current sedimentation environment. The average grain size at the upper part of the section of JD-1 (elevation of about 23m MSL) was $1.6918{\varphi}$ of medium sand. The sorting was $0.4584{\varphi}$, skewness was -1.0491 and kurtosis was -1.2411, respectively. Particularly, the average particle size of the crosssection issomewhat uniform, but the color of the constituent material changes from brown to black. In the case of JD-2 (about 46 m MSL), the mean grain size of the section was $1.7943{\varphi}$, the sorting was 0.4931, the skewness was -1.1163, and the kurtosis was 1.2133. On the other hand, the brown and black layers of JD-1 exhibited a burial age of $0.1{\pm}0.0ka$ and the JD-2 had a burial age of $0.7{\pm}0.0ka$.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.54 no.2
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• pp.523-531
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• 2022

In order to study the sensitivity and the uncertainty of the Moroccan research reactor TRIGA Mark II, a model of this reactor has been developed in our ERSN laboratory for use with the N-Particle MCNP Monte Carlo transport codes (version 6). In this article, the sensitivities of the effective multiplication factor of this reactor are evaluated using the ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0 libraries and in 44 energy groups, for the cross sections of the fuel (U-235 and U-238) and the moderator (H-1 and O-16). However, the quantification of the uncertainty of the nuclear data is performed using the nuclear code NJOY99 for the generation and processing of covariance matrices. On the one hand, the highest uncertainty deviations, calculated using the ENDFB-VII.1 and JENDL4.0 evaluations, are 2275, 386 and 330 pcm respectively for the reactions U₂₃₅(n, f), $ U_{235}(n\bar{\nu})$ and H₁(n, γ). On the other hand, these differences are very small for the neutron reactions of O-16 and U-238. Regarding the neutron spectra, in CT-mid plane, they are very close for the three evaluations (ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0). These spectra present two peaks (thermal and fission) around the energies 0.05 eV and 1 MeV.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.48 no.1
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• pp.44-51
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• 2023

Background: Aptamers are currently being used in various fields including medical treatments due to their characteristics of selectively binding to specific molecules. Due to their special characteristics, the aptamers are expected to be used to remove radionuclides from a large amount of liquid radioactive waste generated during the decommissioning of nuclear power plants. The radiological effects on the aptamers should be evaluated to ensure their integrity for the application of a radionuclide removal technique. Materials and Methods: In this study, Monte Carlo N-Particle transport code version 6 (MCNP6) and Monte Carlo damage simulation (MCDS) codes were employed to evaluate the radiological effects on the aptamers. MCNP6 was used to evaluate the secondary electron spectrum and the absorbed dose in a medium. MCDS was used to calculate the DNA damage by using the secondary electron spectrum and the absorbed dose. Binding experiments were conducted to indirectly verify the results derived by MCNP6 and MCDS calculations. Results and Discussion: Damage yields of about 5.00×10^-4 were calculated for 100 bp aptamer due to the radiation dose of 1 Gy. In experiments with radioactive materials, the results that the removal rate of the radioactive ⁶⁰Co by the aptamer is the same with the non-radioactive ⁵⁹Co prove the accuracy of the previous DNA damage calculation. Conclusion: The evaluation results suggest that only very small fraction of significant number of the aptamers will be damaged by the radioactive materials in the liquid radioactive waste.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.55 no.5
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• pp.1734-1741
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• 2023

This work presents the synthesis and preparation of a new glass system described by the equation of (70-x) B₂O₃-5TeO₂ -20SrCO₃-5ZnO -xBi₂O₃, x = 0, 1, 5, 10, and 15 mol. %, using the melt quenching technique at a melting temperature of 1100 ℃. The photon-shielding characteristics mainly the linear attenuation coefficient (LAC) of the prepared glass samples were evaluated using Monte Carlo (MC) simulation N-particle transport code (MCNP-5) at gamma-ray energy extended from 59 keV to 1408 keV emitted by the radioisotopes Am-241, Ba-133, Cs-137, Co-60, Na-22, and Eu-152. Furthermore, we observed that the Bi₂O₃ content of the glasses had a significantly stronger impact on the LAC at 59 and 356 keV. The study of the lead equivalent thickness shows that the performance of fabricated glass sample with 15 mol.% of Bi₂O₃ is four times less than the performance of pure lead at low gamma photon energy while it is enhanced and became two times lower the perforce of pure lead at high energy. Therefore, the fabricated glasses special sample with 15 mol.% of Bi₂O₃ has good shielding properties in low, intermediate, and high energy intervals.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2020.06a
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• pp.53-53
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• 2020

오염물질 유출 사고가 발생했을 경우 안전한 수자원의 관리 및 공급을 위해 오염물질의 혼합거동에 대한 정확한 해석이 필요하다. 하천에 유입된 오염물질의 혼합 거동에 영향을 미치는 인자들은 다양하지만, 수리구조물 등에 의해 발생한 저흐름 영역에 의해 오염물질이 정체되는 현상에 대한 연구는 아직 미흡한 실정이다. 특히, 국내 하천에는 약 33,000여 개가 넘는 취수보가 설치되어 있으며, 이 보들은 대부분 광정보 형태의 농업용수 취수를 목적으로 하고 있다. 이러한 보에는 저유량 시기에 보 상하류간의 흐름을 원활하게 하기 위한 노치(notch) 형태의 배수로가 설치되어 있으며, 노치로 인하여 보 상류쪽에 연직방향 뿐만 아닌 수평방향 흐름장의 변화 및 저흐름 영역이 형성된다. 따라서 본 연구에서는, 노치가 설치된 보 구조물 주변에서의 수평 방향 흐름 구조 및 오염물질의 혼합 거동을 분석하여 하천 저장대 모형의 매개변수를 산정하였다. 저흐름 영역에 의하여 오염물질의 정체현상이 발생할 경우, 일반적으로 오염물질 혼합 해석에 사용되는 Fickian 이송-확산 모형은 농도의 공간 분포를 잘 재현하지 못하기 때문에 non-fickian 모형인 하천 저장대 모형이 널리 사용되고 있다. 하천 저장대 모형에서의 주요 매개변수로는 저장대 영역(저흐름 영역)의 면적과 질량교환계수가 있으며, 본 연구에서는 노치의 조건 변화에 따른 저장대 영역 및 질량교환계수의 변화를 분석하기 위하여 수리실험을 수행하였다. 노치의 조건 변화에 따른 저장대 모형의 매개변수 산정을 위하여 보 구조물이 설치되어 있는 개수로에서 수리실험을 수행하였으며, 광범위의 수평방향 흐름구조 및 오염물질의 혼합거동을 분석하기 위하여 LSPIV(Large Scale Particle-Image-Velocimetry) 및 PCA(Planar-Concentration-Analysis) 기법을 이용하여 유속 및 오염물질의 농도자료를 취득하였다. 취득된 유속 자료 및 농도자료를 바탕으로 보 상류에 위치한 저흐름영역의 크기 및 저흐름 영역과 주 흐름 영역 사이의 농도변화를 분석하였다. 실험자료 분석결과, 노치의 간격이 커질수록 저흐름영역의 크기 또한 증가하였으며, 오염물질의 체류시간 또한 증가하는 것으로 밝혀졌다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2021.06a
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• pp.24-24
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• 2021

자연하천 바닥 경계층 내에서는 복잡한 난류 구조가 형성되며 이들은 하상에 강한 모멘텀을 전달한다. 바닥 부근에 분포하는 유사 입자들은 경계층 내에서 발생한 난류 흐름으로부터 모멘텀을 전달받아 소류사 혹은 부유사 형태로 이송되게 되며, 이러한 유사 이송 과정을 역학적으로 설명하기 위해서는 경계층 내 유체 흐름에 대한 이해가 선행되어야한다. 경계층 내 난류 흐름 특성이 유사 입자의 움직임에 미치는 영향에 대해 분석하기 위해서는 바닥 경계층 내 고해상도 유속 자료와 유사 움직임을 동시에 포착할 수 있는 기술이 요구된다. 하지만 현재까지 수행된 대부분의 선행 연구들은 점 유속을 측정할 수 있는 음파 도플러 유속계 (Acoustic Doppler Velocimetry) 혹은 2차원 입자 영상 유속계를 활용하였으며, 이들은 복잡한 3차원 난류 흐름 특성을 분석하기에는 한계가 있다. 본 연구의 목적은 실험실 실험을 통해 바닥 경계층 내 3차원 난류 흐름이 유사 이송에 미치는 영향에 대해 조사하는 것이다. 본 연구에서는 유사 주변에서의 고해상도 3차원 흐름 유동장 및 순간적인 유사 움직임에 대해서는 합성 개구 (synthetic aperture) 기반의 3차원 입자 영상 유속계 및 입자 추적 유속계를 활용하여 취득하였다. 취득된 흐름 유동장을 기반으로 레이놀즈 전단응력을 산정하였으며 이를 통해 유체가 하상에 미치는 모멘텀의 크기를 파악하였다. 복잡한 난류 흐름 구조에 대해서는 팔분원 분석 (octant analysis)을 통해 구분했으며, 유사가 움직이는 순간의 유속장을 기반으로 유사 이송을 발생시키는 지배적인 난류 흐름 특성에 대해 규명하였다. 본 연구는 바닥 경계층 내 복잡한 3차원 난류 흐름과 유사 입자의 움직임을 동시에 분석함으로써 기존에 수행되어왔던 선행 연구들의 한계점을 극복하고 보다 명확한 유사 이송의 발생 원인에 대해 분석했다는 점에 의의가 있다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2021.06a
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• pp.245-245
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• 2021

해양으로 유출된 5 mm 이하의 크기로 분해된 미세플라스틱이 해양 환경 오염의 주요 원인으로 자리잡았다. 최근에는 청정해역으로 알려진 남극해에서도 발견되고 있어 남극해에 잔류하는 미세플라스틱 오염 수준을 이해하기 위해 노력하고 있다. 하지만, 파랑의 효과를 고려한 남극해의 해수 순환 구조와 미세플라스틱의 고유 특성을 반영한 미세플라스틱의 거동 및 공간적 분포에 대한 복합적 이해는 상대적으로 부족하다. 남극해에서 발견된 미세플라스틱은 과학기지들의 방류수나, 조사선 등과 같은 인위적인 활동으로 인해 집적될 수 있으며, 특히 영구적으로 거주하는 과학기지에서 흘려보내는 방류수에 포함된 미세플라스틱은 과학기지 주변 해수 오염에 직접적인 영향을 줄 것으로 예상된다. 따라서, 본 연구에서는 파랑 효과에 따른 남극 킹조지 섬(King George Island)에 위치한 세종과학기지의 방류수에 포함된 미세플라스틱의 이송에 대해 모의하였다. 세종과학기지가 위치한 킹조지 섬과 넬슨 섬(Nelson Island) 사이의 멕스웰 만(Maxwell Bay)의 해수 흐름을 재현하기 위하여 해수 유동 모델(Delft3D-FLOW)이 사용되었다. 또한, 해수 유동 모델에 파랑 모델(Delft3D-WAVE)을 결합하여 파랑의 효과가 미세플라스틱의 이송에 미치는 영향을 확인하였다. 세종과학기지의 방류수가 흘러나가는 마리안 소만(Marian Cove)의 유속장을 바탕으로 이송, 확산, 입자의 침강 속도를 고려하여서, 세종과학기지에서 밀물 시 방출한 입자를 라그랑지안 입자 추적(Lagrangian Particle Tracking) 방법을 이용해 추적하였다. 해수의 밀도보다 가벼운 플라스틱의 경우 해수 표층의 흐름을 따라 소만 내부로 이송되어 해안선에 도달하고, 해수의 밀도보다 무거운 플라스틱의 경우 소만 내부로 이송되나 입자의 침강 속도로 인해 방출 위치 근처에서 집적된다. 파랑의 효과를 고려하게 되면, 고려하기 전보다 두 종류의 미세플라스틱 모두 소만 내부로 더 멀리 이송되는데, 이는 파랑으로 인한 힘(wave-induced force)이 해수 유동 모델의 운동방정식에 추가되며 파랑 에너지 분산으로 인해 해수 흐름에 변화를 준 것으로 보인다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.48 no.4
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• pp.184-196
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• 2023

Background: Radiation protection is crucial in various fields due to the harmful effects of radiation. Shielding is used to reduce radiation exposure, but gamma radiation poses challenges due to its high energy and penetration capabilities. Materials and Methods: This work investigates the radiation shielding properties of polyvinylidene fluoride (PVDF) samples containing different weight fraction of tungsten carbide (WC), tungsten trioxide (WO₃), and tungsten disulfide (WS₂). Parameters such as the mass attenuation coefficient (MAC), half-value layer (HVL), mean free path (MFP), effective atomic number (Z_eff), and macroscopic effective removal cross-section for fast neutrons (Σ_R) were calculated using the Phy-X/PSD software. EpiXS simulations were conducted for MAC validation. Results and Discussion: Increasing the weight fraction of the additives resulted in higher MAC values, indicating improved radiation shielding. PVDF-xWC showed the highest percentage increase in MAC values. MFP results indicated that PVDF-0.20WC has the lowest values, suggesting superior shielding properties compared to PVDF-0.20WO₃ and PVDF-0.20WS₂. PVDF-0.20WC also exhibited the highest Z_eff values, while PVDF-0.20WS₂ showed a slightly higher increase in Z_eff at energies of 0.662 and 1.333 MeV. PVDF-0.20WC has demonstrated the highest Σ_R value, indicating effective shielding against fast neutrons, while PVDF-0.20WS₂ had the lowest Σ_R value. The Monte Carlo N-Particle Transport version 5 (MCNP5) simulations showed that PVDF-xWC attenuates gamma radiation more than pure PVDF, significantly decreasing the dose equivalent rate. Conclusion: Overall, this research provides insights into the radiation shielding properties of PVDF mixtures, with PVDF-xWC showing the most promising results.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.48 no.3
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• pp.131-143
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• 2023

Background: This study examined the detection limit of thyroid screening monitoring conducted at the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident in 2011 using a Monte Carlo simulation. Materials and Methods: We calculated the detection limit of a NaI(Tl) survey meter to measure ¹³¹I accumulation in the thyroid gland of children. Mathematical phantoms of 1- and 5-year-old children were developed in the simulation of the Particle and Heavy Ion Transport code System code. Contamination of the body surface with eight radionuclides found after the FDNPP accident was assumed to have been deposited on the neck and shoulder area. Results and Discussion: The detection limit was calculated as a function of ambient dose rate. In the case of 40 Bq/cm² contamination on the body surface of the neck, the present simulations showed that residual thyroid radioactivity corresponding to thyroid dose of 100 mSv can be detected within 21 days after intake at the ambient dose rate of 0.2 µSv/hr and within 11 days in the case of 2.0 µSv/hr. When a time constant of 10 seconds was used at the dose rate of 0.2 µSv/hr, the estimated survey meter output error was 5%. Evaluation of the effect of individual differences in the location of the thyroid gland confirmed that the measured value would decrease by approximately 6% for a height difference of ±1 cm and increase by approximately 65% for a depth of 1 cm. Conclusion: In the event of a nuclear disaster, simple measurements carried out using a NaI(Tl) scintillation survey meter remain effective for assessing ¹³¹I intake. However, it should be noted that the presence of short-half-life radioactive materials on the body surface affects the detection limit.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.56 no.1
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• pp.301-308
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• 2024

Ceramic materials are being explored as alternatives to toxic lead sheets for radiation shielding due to their favorable properties like durability, thermal stability, and aesthetic appeal. However, crafting effective ceramics for radiation shielding entails complex processes, raising production costs. To investigate local viability, this study evaluated Malaysian ceramic tiles for shielding in diagnostic X-ray rooms. Different ceramics in terms of density and thickness were selected from local manufacturers. Energy Dispersive X-ray Fluorescence (EDXRF) and X-ray Fluorescence (XRF) characterized ceramic compositions, while Monte Carlo Particle and Heavy Ion Transport code System (MC PHITS) simulations determined Linear Attenuation Coefficient (LAC), Half-value Layer (HVL), Mass Attenuation Coefficient (MAC), and Mean Free Path (MFP) within the 40-150 kV energy range. Comparative analysis between MC PHITS simulations and real setups was conducted. The C3-S9 ceramic sample, known for homogeneous full-color structure, showcased superior shielding attributes, attributed to its high density and iron content. Notably, energy levels considerably impacted radiation penetration. Overall, C3-S9 demonstrated strong shielding performance, underlining Malaysia's potential ceramic tile resources for X-ray room radiation shielding.