• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• 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.

• 자원리싸이클링
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• 제21권5호
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• pp.18-30
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• 2012

Zr은 고온에서의 높은 치수안정성, 내식성은 물론 낮은 중성자 흡수단면적을 지녀 원자력산업용 소재 중 1차 방사능 차폐재인 핵연료 피복관으로 사용되며 현재까지 다른 소재로 대체 불가능하다. 하지만 Hf을 정제한 Zr sponge 제조기술은 미국, 프랑스, 러시아만 가지고 있어 원자력의존도가 높은 한국에서는 국가전략물자로 분류 철저히 관리되고 있다. 국내 유통되는 Zr의 대부분은 원자력산업에 사용되어 지며 유통구조는 정제된 Zr합금을 국외로부터 수입하여 tube로 가공 후 핵연료집합체로 제조되고, 그 외 소량이 합금첨가원소 및 폭약재 등 고부가가치 일반산업에 사용된다. 본 논문에서는 Zr 제조기술에 대한 현재산업현황 및 정련기술을 살펴보고, 최근 연구되고 있는 Electrolytic reduction process와 Molten oxide electrolysis와 같은 신 제련기술에 대한 소개 및 Zr recycling의 전반적인 기술소개도 포함하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제24권4호
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• pp.280-284
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• 2006

목 적: 원자력의학원에 설치되어 있는 MC50 사이클로트론에서 생성되는 중성자선의 의학적 이용을 위하여 생물학적 특성을 평가하고자 하였다. 대상 및 방법: 35 MeV 양성자를 15 mm 베릴륨 표적에 부딪혀서 생성된 중성자선에 대하여 물리적 방사선선량을 측정한 후 체외실험(in-vitro)을 하였다. EMT-6 세포주(cell line)를 이용하여 $0{\sim}5\;Gy$의 중성자선을 조사 후 생존분획(surviving fraction)을 구하였다. 또한 감마선의 효과를 피하기 위하여 납차폐를 한 후에 동일 조건에서 생존분획을 구하였다. 엑스선 실험에서는 0, 2, 5, 10, 15 Gy를 조사 후 생존분획을 측정하였다. 결 과: MC50의 중성자선은 조사야 $26{\times}26\;cm^2$, 전류 $10{\mu}A$, 깊이 2 cm에서 84%의 중성자와 16%의 감마선으로 구성되어 있었고, 총선량률은 9.25 cGy/min이었다. 엑스선을 이용하여 측정한 생존분획곡선은 선형이차함수모델 (linear quadratic model)을 적용하였을 때 ${\alpha}/{\beta}$비는 0.611 (${\alpha}=0.0204,\;{\beta}=0.0334,\;R^2=0.999$)이었다. 중성자선에 있어서 생존분획곡선은 저선량 영역에서 어깨영역(shoulder area)을 가지고 있었고, 모든 실험에서 선형이차함수모델에 잘 맞았다. ${\alpha}$의 평균값은 -0.315 (범위, $-0.254{\sim}-0.360$)였고, ${\beta}$값은 0.247 (범위, $0.220{\sim}0.262$)이었다. 납차폐를 하였을 때에도 생존분획곡선에서 어깨영역은 없어지지 않았다. 중성자선의 RBE (relative biological effectiveness) 값은 생존분획이 0.1일 때 $2.07{\sim}2.19$ 범위였고, 0.01일 때 $2.21{\sim}2.35$였다. 결 론: MC50에서 생성된 중성자선은 상당량의 감마선을 내포하고 있으며 이것이 생존분획곡선에서 어깨영역이 나타나는 데에 기여하였을 것이다. MC50의 중성자선의 RBE 값은 약 2.2였다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제24권2호
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• pp.107-114
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• 2012

목 적: 기존의 광자선을 이용한 선형가속기와는 달리, 양성자 치료의 경우 물질과의 상호작용으로 발생되는 중성자를 비롯한 여러 핵종 등으로 인해 다량의 이차방사선이 생성되기 때문에 방사선 작업 종사자의 피폭은 더욱 주의 깊은 관심이 필요하다. 이에 방사선 측정 시에 널리 이용되고 있는 열형광선량계를 이용하여 방사선 작업 종사자의 피폭정도를 평가하고 이를 토대로 양성자 치료 시 방사선 피폭선량에 관한 기초 자료를 제시하고자 한다. 대상 및 방법: 본원의 양성자 치료실에서 근무한 방사선 작업 종사자를 대상으로 열형광선량계 뱃지를 이용해 피폭현황을 측정한 데이터를 비교했다. 양성자의 빔 라인 주변에서 발생하는 이차방사선의 신체부위별 피폭선량 분포를 알아보고자 신체부위(외안각, 목, 유두점, 배꼽, 등, 손목)에 가로, 세로가 각각 3 mm인 정사각형 모양의 열형광선량계를 부착하여 일일 8시간의 근무시간동안 유지하도록 하였고 총 80시간 측정하여 평균 데이터를 얻었다. 그리고 치료실 내 공간적인 방사선량의 분포를 보기 위하여 빔 사출구, PPS (Patient Positioning System), Pendant, 차폐체보관장, DIPS (Digital Image Positioning System) Console, 출입통로에 각각 열형광선랑계를 부착하고 일일 근무시간 동안의 평균 방사선량을 측정하였다. 결 과: 방사선 작업 종사자의 열형광선량계 뱃지로 측정된 피폭량을 조사한 결과 분기별 평균 0.174 mSv, 연평균 0.543 mSv로 나타났고 신체부위별로 측정한 결과에서 가장 많은 피폭량을 보인 곳은 목이였으며 가장 적은 피폭량을 보인 곳은 등(양견갑골 상각을 이은 선의 중간 지점)으로 나타났다. 작업 동선에 따른 공간적 방사선량을 알아본 결과에서는 빔 사출구 근처에서 상대적으로 높게 나타났고 거리가 멀어짐에 따라 줄어들었다. 결 론: 적은 양의 피폭일지라도 동일 장소에서 장기 근무하게 되면 피폭 누적량은 증가할 수밖에 없고 특정 부위의 누적량은 건강상의 위험을 가져다 줄 수도 있다. 그러므로 국제 방사선 방어 위원회가 권고하는 ALARA의 원칙에 따라 가능한 합리적으로 감소시킬 수 있도록 스스로 개인별 피폭관리에 철저를 기하고 피폭을 최소화시키는데 최선의 노력을 다해야 할 것이다.