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Numerical Calculations of IASCC Test Worker Exposure using Process Simulations

공정 시뮬레이션을 이용한 조사유기응력부식균열 시험 작업자 피폭량의 전산 해석에 관한 연구

  • Chang, Kyu-Ho (Department of Nuclear Service, Nuclear Business Group, Doosan Heavy Industries & Construction) ;
  • Kim, Hae-Woong (Department of Nuclear Service, Nuclear Business Group, Doosan Heavy Industries & Construction) ;
  • Kim, Chang-Kyu (Department of Nuclear Service, Nuclear Business Group, Doosan Heavy Industries & Construction) ;
  • Park, Kwang-Soo (Department of Nuclear Service, Nuclear Business Group, Doosan Heavy Industries & Construction) ;
  • Kwak, Dae-In (Department of Civil & Plant, Plant EPC Business Group, Doosan Heavy Industries & Construction)
  • 장규호 (두산중공업(주) 원자력 BG 원자력 서비스) ;
  • 김해웅 (두산중공업(주) 원자력 BG 원자력 서비스) ;
  • 김창규 (두산중공업(주) 원자력 BG 원자력 서비스) ;
  • 박광수 (두산중공업(주) 원자력 BG 원자력 서비스) ;
  • 곽대인 (두산중공업(주) Plant EPC BG 토목 및 플랜트)
  • Received : 2021.10.13
  • Accepted : 2021.11.30
  • Published : 2021.11.30

Abstract

In this study, the exposure amount of IASCC test worker was evaluated by applying the process simulation technology. Using DELMIA Version 5, a commercial process simulation code, IASCC test facility, hot cells, and workers were prepared, and IASCC test activities were implemented, and the cumulative exposure of workers passing through the dose-distributed space could be evaluated through user coding. In order to simulate behavior of workers, human manikins with a degree of freedom of 200 or more imitating the human musculoskeletal system were applied. In order to calculate the worker's exposure, the coordinates, start time, and retention period for each posture were extracted by accessing the sub-information of the human manikin task, and the cumulative exposure was calculated by multiplying the spatial dose value by the posture retention time. The spatial dose for the exposure evaluation was calculated using MCNP6 Version 1.0, and the calculated spatial dose was embedded into the process simulation domain. As a result of comparing and analyzing the results of exposure evaluation by process simulation and typical exposure evaluation, the annual exposure to daily test work in the regular entrance was predicted at similar levels, 0.388 mSv/year and 1.334 mSv/year, respectively. Exposure assessment was also performed on special tasks performed in areas with high spatial doses, and tasks with high exposure could be easily identified, and work improvement plans could be derived intuitively through human manikin posture and spatial dose visualization of the tasks.

본 연구에서는 공정 시뮬레이션 기술을 적용하여 조사유기응력부식균열 시험 작업자의 피폭량 평가를 하였다. 상용 공정 시뮬레이션 코드인 DELMIA Version 5를 사용하여 조사유기응력부식균열 분석 시험 설비, 핫셀 및 작업자를 작성하고 조사유기응력부식균열 시험 공정을 구현하였으며, 사용자 코딩을 통해 선량이 분포된 공간을 지나는 작업자의 누적 피폭량을 평가할 수 있도록 하였다. 작업자 모사를 위해 시험 공정별로 인체의 근골격계를 모방하여 약 200 개 이상의 자유도를 가지는 휴먼 마니킨 자세를 작성하였다. 작업자 피폭량 계산을 위하여 휴먼 마니킨 작업의 하위정보에 접근하여 자세 별 좌표, 시작 시간 및 유지 시간을 추출하였으며, 공간 선량 값과 자세 유지 시간을 곱하여 누적 피폭량을 계산하였다. 피폭량 평가를 위한 공간 선량은 MCNP6 Version 1.0을 사용하여 핫셀 내·외부 공간 선량을 계산하였으며, 계산된 공간 선량은 공정 시뮬레이션 도메인에 입력하였다. 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가 결과와 전형적인 피폭량 평가 결과를 비교 분석한 결과, 상시 출입구역 내 일상 시험 작업에 대한 연간 피폭량은 각각 0.388 mSv/year 및 1.334 mSv/year로서 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가 결과가 전형적인 방법의 피폭량 평가 결과 대비 70 % 낮게 예측되었다. 공간 선량 높은 구역에서 수행되는 특수작업에 대해서도 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가를 수행하였으며, 피폭량이 높은 작업을 쉽게 선별할 수 있었고, 해당 작업의 휴먼 마니킨 자세와 공간 선량 가시화를 통해 직관적으로 작업 개선안을 도출할 수 있었다.

Keywords

Ⅰ. INTRODUCTION

미국, 유럽 등의 원전 선진국의 가동 원전은 장기간 운전으로 인해 원자로 내부 구조물(RVI; Reactor Vessel Internals) 내 부품들의 손상 사례가 증가하고 있으며 1980년대 후반부터 검사장비 및 교체 장비 개발을 통해 배플포머볼트(BFB; Baffle Former Bolt) 등 경년 열화에 취약한 RVI 관리를 시행하는 추세이다[1]. 국내 가동 원전 또한 장기 운전으로 인해 베플포머볼트의 조사유기응력부식균열(IASCC; Irradiation assisted Stress Corrosion Crack) 민감도가 높은 상태이며[1], 영구 정지된 가압경수로(PWR; Pressurized Water Reactor)의 BFB를 인출하여 RVI 재료의 IASCC 손상 기전을 분석하는 것은 매우 유용한 연구이며 국내외 산업계의 관심 사항이다. 이러한 배경으로 영구 정지된 PWR의 BFB 의 IASCC 분석을 위해 중·저준위 방사성 재료 시험용 핫셀을 한국원자력연구원에 구축 예정이다. 중·저준위 방사성 재료 시험용 핫셀 차폐체의 성능을 평가하기 위해서는 상시 출입구역(Frequent Entrance Area)의 연간 작업자 피폭량(Annual Worker Exposure)이 원안위 고시 제2019-10호 제13조[2] 요건을 만족하는 여부를 검토해야 한다. 연간 작업자 피폭량을 산정하기 위해 일반적으로 통용되는 방법은 상시출입구역의 공간 선량 최댓값에 연간 작업 시간을 곱하는 것이다. 이러한 방법은 간단한 계산을 통해 연간 작업자 피폭량을 보수적으로 산정할 수 있다. 그러나 작업자 동선과 작업시간이 반영되지 않으므로, 작업별 피폭량 산정 등 작업계획 수립에 유용한 구체적인 피폭량 산정이 불가하다. 또한, 공간 선량이 높은 구역에서 수행되는 특수작업에 대한 작업계획 수립을 위해서는 원안법 시행령 제2조 제4호[3]의 선량한도 요건의 만족 여부를 합리적이고 구체적으로 평가할 수 피폭량 산정 방법이 요구된다.

이와 관련 Iguchi 등이 3 차원 CAD를 이용한 휴먼 마니킨(Human Manikin) 모델을 이용하여 작업부하와 피폭량을 평가할 수 있는 모듈인 VR dose를 개발하여 후젠(Fugen) 원전해체의 작업계획 수립 및 작업자 훈련에 적용한 연구[4]와 Vermeersch가 HeSPI와 같은 휴먼 모델에 대하여 감마 스캐닝, 기하학적 스캐닝 및 무선 지오메트리 모델을 통합한 방사선 모델을 적용하여 작업자의 ALARA 선량을 평가할 수 있는 모듈인 VISIPLAN을 개발하여 알마라즈(Almaraz) 원전 보조 건물에 시연한 연구[5]가 있다. 그러나, VRdose는 비교적 단순한 3 차원 형상 기반으로 개발되었으며[6], VISIPLAN은 휴먼 모델이 통합되어 있지 않다.

본 연구에서는 상용 공정 시뮬레이션(Process Simulation) 소프트웨어인 DEMIA를 사용하여 선량이 분포하는 공간에서 작업 수행 시에 발생하는 작업자 피폭량을 휴먼 마니킨에 대한 공정 시뮬레이션을 통해 현실성 있게 평가하는 방법을 개발하고 이에 대한 적용성을 평가하고자 하였다.

Ⅱ. MATERIAL AND METHODS

1. 공정 시뮬레이션

공정 시뮬레이션은 시스템(System)을 구성하는 유닛(Unit)에 기구학(Kinematics)을 정의하고, 시간에 따른 유닛의 운동을 작성하여, 시간에 따른 시스템의 공정을 전산적으로 모사하는 기법이다. 공정 시뮬레이션은 제조 현장에서 장비의 운동과 작업자의 자세와 동선을 전산적으로 평가함으로써 안전하고 효율적인 공정 설계 및 장비 배치에 활용되는 추세이다. 본 연구에서는 IASCC 분석 시험 설비, 작업자 및 IASCC 시험 작업을 공정 시뮬레이션을 적용하여 구현하였으며, 선량이 분포된 공간을 지나는 작업자의 누적 피폭량을 평가할 수 있도록 하였다. 본 연구에 사용된 DELMIA는 DPA(Digital Pre Assembly)에서 공정 계획 및 검증, 작업자 분석 등 생산기술의 모든 영역에 걸쳐 최적의 가상 디지털 생산 환경을 제공하며, 안전한 작업환경 검토를 위한 3 차원 Virtual Ergonomics를 통해 작업자의 안전한 작업 환경을 확보하는데, 활용할 수 있다[7].

1.1 IASCC 시험 설비 Layout

공정 시뮬레이션 수행을 위한 시험 설비를 CAD(Computer Aided Design)를 이용하여 작성하였으며, Fig. 1과 같다.

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Fig. 1. IASCC test stand layout.

시험 설비 Layout 중앙에 핫셀을 설치하고, 핫셀 내부에 오토클레이브(Autoclave)를 설치하여 고온 및 고압의 환경을 만든다. BFB는 오토클레이브 내에 설치되고 고온 고압 환경에서 IASCC 시험을 수행해야 하므로, 오토클레이브는 1 차 계통수 순환 루프(Primary Water Circulation Loop)와 연결된다. 이온 교환 레진 포화 루프(Ion Exchange Resin Saturation Loop)에서 붕산과 수산화 리튬을 첨가하여 제조한 1 차 계통수는 1 차 계통수 순환 루프의 펌프와 밸브를 통해 가압하여 오토클레이브에 투입되며, 오토클레이브에 설치된 전열기에 의하여 고온으로 가열됨으로써, 오토클레이브 내 환경은 원자로와 유사하게 형성된다. 오토클레이브 내 고온 고압의 1 차 계통수는 오토클레이브의 출구에 설치된 감압밸브 및 칠러에 연결된 열교환기에 의해 상압 및 상온으로 감압 및 냉각하여 1 차 계통수 순환 루프로 회수된다.

1.2 작업자 거동 모사

IASCC 시험 작업 시 발생하는 피폭량을 평가하기 위해서는 작업자 거동 모사가 필요하므로, 전산적으로 구현한 IASCC 시험 설비 Layout에 각 시험작업별로 휴먼 마니킨 자세를 작성하였다. 휴먼 마니킨은 DELMIA Version 5에서 기본적으로 제공되는 유닛으로서 인체의 근골격계를 모방하여 약 200 개 이상의 자유도를 가지며, 취하는 자세에 따라 마니킨의 각 부위에 걸리는 부하와 작업 가능 범위를 평가할 수 있다. 이를 이용하여 각 시험 작업 작성 시 무리한 자세를 취하지 않도록 하였다.

IASCC 시험 작업은 Table 1에 정리된 바와 같이 시험 설비 가동 중 일상 점검(Inspection during Test Facility Operation), 시험 장비 가동 운전(Test Facility Operation Start) 등 핫셀 차폐체 외부의 상시 출입구역에서 수행되는 일상 시험 작업(Normal Test Activities)과 공간 선량이 높은 핫셀 하부 또는 내부에 진입해야 하는 특수작업(Special Activities)인 시험 장비 구동부 유지보수(Operating Part Maintenance), 오토클레이브 히터 교체(Autoclave Heater Replacement), 고착 시편 제거(Stuck Specimen Removal) 및 시편 위치 교정(Specimen Location Correction) 등으로 분류된다. 각 작업은 휴먼 마니킨의 자세들의 단속적인 연결로 구성된다. Table 1에 나타낸 바와 같이 체류 시간이 긴 작업의 경우 자세 유지 시간을 설정하여, 작업의 소요시간과 작업자 누적 피폭량을 계산할 수 있도록 하였다. 별도의 설정을 하지 않은 자세의 유지 시간은 DELMIA Version 5에서 제공하는 디폴트(Default) 값을 사용하였다.

Table 1. IASCC test activity classifications

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1.3. 작업자 거동 모사 작업자 피폭량 계산

IASCC 시험 작업의 작업자 피폭량 계산을 위해서는 작업자의 이동 경로, 취하는 자세, 자세 유지 시간 및 방사선량 정보가 필요하다. 이러한 정보를 취득하기 위해 각 작업의 하위정보에 접근하여 자세별 좌표, 자세 시작 시간 및 자세 유지 시간을 추출하였다. 휴먼 마니킨의 피폭량 평가 좌표는 Fig. 2에 나타낸 바와 같이 일반적인 선량계 착용 위치로 정의하였으며, 각 자세에서 해당 좌표의 공간 선량 값과 자세 유지 시간을 곱하여 누적 피폭량을 계산하였다.

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Fig. 2. Human manikin configurations for worker exposure assessment.

1.4. 공간 선량 입력

IASCC 시험 수행을 위해서는 영구정지된 PWR 에서 BFB를 인출 후에 인장 시편으로 가공해야 하며, 가공된 시편은 핫셀 내에 설치된 후에 IASCC 분석 시험이 수행된다. 핫셀 구축 이전에는 IASCC 시험용 BFB 시편을 확보할 수 없으므로, 국내·외원자력 및 방사선 관련 산·학·연에서 널리 사용되는 MCNP6 Version 1.0을 사용하여 핫셀 내·외부 공간 선량을 계산하였다.

MCNP6 전산 코드는 계산의 정확성을 인정받아 전 세계적으로 방사선 수송해석 분야에서 가장 널리 사용되는 전산 코드이다. 해당 코드는 무작위 수(random number)를 이용하여 입자를 확률론적으로 추적하는 코드이며, 다양한 물질 구조를 상세하게 모사할 수 있어 복잡한 구조에서도 정확한 차폐계산이 가능하다[8]. 선원 항은 IASCC 시험용 BFB 시편이며, 무게는 38 g이다. BFB 시편의 핵종 및 비방사능 정보는 Table 2와 같으며, 영구정지된 PWR의 운전 이력을 반영하여 MCNP6로 계산한 결과이다. Table 2에 정리한 바와 본 연구에서 적용한 선원 내에서 60Co 방사능은 전체 방사능의 99 % 이상이며, 54Mn은 0.5 %를 차지한다. 또한, 54Mn은 붕괴 시 1 MeV 이하의 광자 1 개가 발생 되나, 60Co은 붕괴 시 1 MeV 이상의 광자 2 개가 발생하므로 54Mn에 의한 광자발생량보다 60Co에 의한 광자발생량이 지배적이다. 따라서, 광자의 에너지에 대해 1.17 MeV와 1.33 MeV가 같은 확률로 발생하는 조건으로 가정하였다. Fig. 3에 나타낸 바와 같이 핫셀은 중앙의 유틸리티 셀과 유틸리티 셀 좌·우측에 IASCC 시험용 핫셀이 있으며, 선원 항은 오토클레이브 안에 설치된다.

Table 2. Radio-nuclide & specific radioactivity of BFB specimen for IASCC test

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Fig. 3. Locations of radiation sources.

본 연구에서는 MCNP6를 이용하여 Fig. 4와 같이 모델을 작성하여 광자 선속을 계산하였으며, 공간 선량 계산을 위한 광자 선속-선량 환산 인자는 ICRP Publication 74를 참고하였다[9]. MCNP 모델작성 시 반영한 핫셀 구성 품목의 밀도는 Table 3 과 같다[10-13]. Fig. 5에 나타낸 바와 같이 공간 선량 계산 격자(Mesh Tally)는 정렬 형태(Structured Type)로 구성하였으며, 이웃하는 Mesh Tally 간의 간격은 300 mm로 일정하게 설정하였다. Fig. 6에 계산된 공간 선량이 나타나 있으며, 작업자 피폭량 평가를 위해 공정 시뮬레이션 도메인에 입력하였다. 공정 시뮬레이션 도메인에 입력된 공간 선량의 분포는 선원 항의 좌표가 서로 일치하도록 입력하였으며, 공정 시뮬레이션 코드 내에서 가시화를 통해 확인하였다. 입력 선량의 가시화는 각 공간 선량 계산 격자 크기의 육면체가 입력된 선량 크기를 색으로 표시하도록 구현하였다.

Table 3. Densities of hot cell items & air

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Fig. 4. MCNP Modeling of hot cell.

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Fig. 5. Mesh tally distributions for spatial dose calculations.

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Fig. 6. Spatial dose calculation results for worker exposure assessment.

Ⅲ. RESULT

1. 일상 시험 작업 피폭량 평가

1.1 전형적 방법의 피폭량 평가

원안위 고시 제2019-10호 제13조 요건의 연간 작업자 피폭량을 평가하기 위한 가장 간단하고 보수적인 방법은 상시 출입구역의 최대 공간 선량에 연간 작업시간을 곱하여 산정하는 방법이다. 상시 출입구역의 최대 공간 선량은 선원 항과 가장 가까운 단면에서 구할 수 있다. Fig. 8-(B)를 참고하면 B-B’ 단면의 핫셀 외부 최대 공간 선량은 13.8 μSv/h 이상으로 나타나고 있으나, 이는 후처리 과정에서 핫셀 외부 Mesh Tally의 값과 이웃한 핫셀 경계 벽면 Mesh Tally 값의 평균으로 합산되어 벽면 근처의 공간 선량이 높게 왜곡된 것이다. 핫셀 외부 Mesh Tally 값 기준의 B-B’ 단면의 최대 공간 선량은 4.13 μSv/h이며, 연간 피폭량은 1.334 mSv/year로 평가되었다.

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Fig. 7. Spatial dose distributions on the sections near IASCC test specimen.

Table 4. Calculation result of annual worker exposure due to normal test activities using typical method

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Fig. 8. Calculation result of accumulated worker exposure for normal test activities using process simulation.

1.2. 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가

Table 5는 상시 출입구역 내 일상 시험 작업(Normal Test Activities)에 대한 연간 작업자 피폭량을 공정 시뮬레이션을 이용하여 평가한 결과이다. 일상 시험 작업에서 연간 피폭량이 가장 높은 작업은 시험 설비 가동 중 일상 점검이며, 작업 1 회 당 피폭량은 0.0013 mSv/cycle에 불과하나, 연간 반복 회수가 260 회에 달하므로, 해당 작업에 의한 연간 작업자 피폭량은 0.338 mSv/year로서 일상 시험 작업의 연간 피폭량의 약 87 %를 차지하였다.

Table 5. Calculation result of annual worker exposure due to normal test activities using process simulation

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2. 특수작업 피폭량 평가

Table 6은 유지보수 등을 위해 공간 선량이 높은 구역에 진입해야 하는 특수작업(Special Activities)에 대한 연간 피폭량을 공정 시뮬레이션을 이용하여 평가한 결과이다. 특수작업은 상시 출입구역이 아닌 핫셀 하부 또는 내부에서 수행되므로, 차폐체 설계에 대한 요건인 원안위 고시 제2019-10호 대신, 선량한도 요건인 원안법 시행령 제2조 제4 호를 적용하여 평가하였다. 오토클레이브 히터 교체 작업을 제외한 특수작업은 모두 연간 50 mSv/year 이하로 방사선 작업종사자 선량한도를 만족하였다. 오토클레이브 히터 교체 작업의 경우 핫셀 내부 체류 시간이 30 분이나 되기 때문에 체류 시간에 비례하여 피폭량 증가한 것이며, 이는 히터 교체 시선 원을 미리 제거함으로써 요건 만족이 가능하다. 고착 시편 제거 작업은 연간 50 mSv/year를 만족하나, Fig. 9-(C)에 나타낸 바와 같이 단 1~2 분 사이에 29.09 mSv의 높은 피폭량이 발생하였다.

Table 6. Calculation result of annual worker exposure due to special activities using process simulation

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Fig. 9. Calculation result of accumulated worker exposure for special activities using process simulation.

IⅤ. DISCUSSION

1. 일상 시험 작업 피폭량 평가

Table 4와 5의 작업자 피폭량은 원안위 고시 제 2019-10호 제13조 요건을 만족한다. 공정 시뮬레이션으로 평가한 작업자 피폭량은 전형적인 방법으로 평가한 연간 피폭량의 30 % 수준으로 나타났다. 이는 Fig. 10과 같이 현실적인 작업 위치를 고려하면 일상 시험 작업 시 작업자는 핫셀 벽면으로부터 최소 900 mm 이상 떨어져 있어서, 지배적 피폭 선량이 2.5 μSv/hr 이하이기 때문이다.

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Fig. 10. Human manikin posture of autoclave inspection activity & visualization of spatial dose in the range of 1.61~2.48 μSv/hr

2. 특수작업 피폭량 평가

그러나, 유사한 작업인 시편 위치 교정 작업의 경우 동일 작업시간 동안 1.65 mSv의 낮은 피폭량이 발생한다. 유사한 작업임에도 불구하고 이러한 피폭량의 차이가 발생하는 원인은 Fig. 11과 같이 휴먼 마니킨의 자세와 공간 선량 가시화를 통해 직관적으로 확인할 수 있으며, Fig. 11-(A)의 작업을 Fig. 11-(B)와 같이 변경을 통해 피폭량의 개선이 가능함을 알 수 있다.

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Fig. 11. Comparison of human manikin posture of stuck specimen removal & specimen location correction activities

Ⅴ. CONCLUSION

상시 출입구역에 대해 전형적인 방법으로 평가한 피폭량 대비 공정 시뮬레이션 이용한 피폭량 평가 결과가 70 % 정도 낮게 평가되었으며, 이는 현실화된 작업 동선에 의해 작업자 피폭 선량이 전형적인 방법 대비 60 % 수준 이하로 낮아졌기 때문이다. 특수작업에 대한 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가를 통해 특수작업별 연간 피폭량을 산정할 수 있었다. 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가를 통해 피폭량 높은 작업을 직관적으로 선별할 수 있었으며, 해당 작업의 휴먼 마니킨 자세와 공간 선량 가시화를 통해 직관적으로 작업 개선안을 도출할 수 있었다. 공정 시뮬레이션을 이용한 피폭량 평가는 선량한도 규제기준에 대한 현실적인 평가 결과 산정을 통한 작업계획 수립 및 개선에 유용하게 활용할 수 있음을 확인하였다.

Acknowledgement

이 논문은 2019년도 정부(산업통상자원부)의 재원으로 한국에너지평가원의 지원을 받아 수행된 연구임(20191510301140, 해체 원전 원자로 내부구조물 베플포머볼트 조사유기응력부식균열 열화 특성 분석 기술개발)

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