• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제16권10호
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• pp.758-765
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• 2016

본 연구는 의료용 선형가속기를 차폐하고 있는 차폐벽에 대하여 방사화 분석을 함으로서 추후 선형가속기 시설의 해체 시 해체비용의 절반이상을 차지하는 차폐벽에 대하여 폐기물 준위를 평가하고 이에 따른 폐기물 처리방법을 분석함으로서 해체비용 측면에 있어서 이득을 얻을 수 있는 방법에 대하여 논의하고자 한다. 실험결과, 선형가속기에서 발생하는 중성자 양은 차폐벽을 방사화 시키기에 충분한 양이 측정되었으며, 방사화 분석 결과 약 20 개 이상의 핵종이 분석되었다. 이 중 $^{24}Na$, $^{45}Ca$, $^{59}Fe$ 핵종이 규제해제 농도를 초과하는 것으로 분석되었으며, 그 값은 차폐벽 깊이가 깊어질수록 농도는 줄어들었다. 이를 바탕으로 특정 세 구역(E,F,G)은 매립이나 재활용이 불가능한 것으로 평가되었으며, 나머지 구역은 일정 깊이 이상일 경우 매립이나 재활용이 가능한 것으로 평가되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.139-165
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• 2019

한국원자력연구원에서 개발 중인 해체기술 현황 및 전망에 대해 기술하였다. 특히, 해체의 핵심기술인 제염, 원격절단, 해체 폐기물처리 및 부지 복원 분야를 중점적으로 다루었다. 제염기술로는 부품제염과 원자력시스템제염 부분을 고찰하였고, 원격절단기술 관련해서는 절단기술, 원격제어 및 해체공정 모사기술이 다루어졌다. 해체 폐기물처리기술 관련해서는, 비록 해체 후 다양한 폐기물이 발생하지만, 주 폐기물인 금속, 가연성폐기물과 난처리성 특수 폐기물인 고염 고방사성 폐액, 유기혼성폐기물 및 우라늄 복합폐기물 처리기술 등을 주로 기술하였다. 마지막으로, 해체부지 복원 분야에서는 방사선 측정, 부지재이용의 안전성평가 그리고 부지 복원기술 등을 중점적으로 기술하였다.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2011년도 추계학술논문집 1부
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• pp.353-356
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• 2011

자동차 폐차사업자들은 대부분 소규모로 영세하게 운영되고 있으며, 비효율적인 폐차 프로세스로 인해 폐차 소유자는 물론 폐차처리장까지 불이익을 받고 있다. 이를 위한 폐차 시스템에 대한 연구가 국내외에서 활발히 진행되고 있다. 하지만 기존에 개발되어진 폐차 해체시스템의 경우는 국내 폐차업계에 적용하기에는 경제적, 실용적으로 현실성이 부족하다. 따라서 본 연구에서는 폐차에 대한 효율성 극대화와 범용성 확보를 위해 시뮬레이션을 통한 폐자동차 해체시스템을 개발하고자 한다. 시뮬레이션을 통한 폐차 해체시스템의 사용은 복잡한 공정 또는 시스템의 설계 및 운영결과에 대한 효율적 분석이 가능하며, 다양한 위치 및 작업내용을 변경시켜 여러 대안을 마련할 수 있고, 이에 대한 결과를 미리 알아봄으로써 적은 시간과 비용으로 현장상황에 맞는 적절한 시스템을 구축할 수 있게 해주는 장점이 있다. 또한 최적 해체경로 시스템의 적용으로 시스템의 효율을 향상시켰다. 개발되어질 시스템은 높은 범용성 및 유연성 확보로 국내 폐차 업계의 발전에 크게 이바지 할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.481-487
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• 2023

Concerning the apprehensions about naturally occurring radioactive materials (NORM) residues, the International Atomic Energy Agency (IAEA) and its member nations have acknowledged the imperative to ensure the radiation safety of NORM industries. Residues with elevated radioactivity concentrations are predominantly produced during NORM processing, in the form of scale and sludge, referred to as technically enhanced NORM (TENORM). Substantial quantities of TENORM residues have been released externally due to the dismantling of NORM processing factories. These residues become concentrated and fixed in scale inside scrap pipes. To assess the radioactivity of scales in pipes of various shapes, a Monte Carlo simulation was employed to determine dose rates corresponding to the action level in TENORM regulations for different pipe diameters and thicknesses. Onsite gamma spectrometry was conducted on a scrap iron pipe from the titanium dioxide manufacturing factory. The measured dose rate on the pipe enabled the estimation of NORM concentration in the pipe scale onsite. The derived action level in dose rate can be applied in the NORM regulation procedure for on-site judgments.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.115-124
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• 2009

극저온 절단 기술은 절단 과정에서 2차 폐기물이 발생되지 않기 때문에 원자력 시설의 해체기술로 가장 적합한 기술 중 하나이다. 본 논문에서는 SPH 기법과 FEM 기법을 혼합한 하이브리드 기법을 이용한 컴퓨터 시뮬레이션을 통해 극저온 절단 기술의 적용성을 파악하였다. 또한 극저온 절단 시스템의 설계에 활용하기 위해 절단 깊이 예측식을 사용하여 스틸 10 mm 두께를 절단하는데 필요한 설계 변수 및 운전조건을 도출하였다. 마지막으로 도출한 설계변수 및 운전조건을 기반으로 극저온 절단 시스템의 주요 부품을 제작하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제43권5호
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• pp.389-395
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• 2020

The evaluation of radioactivated components of heavy-ion accelerator facilities affects the safety of radiation management and the exposure dose for workers. and this is an important issue when predicting the disposal cost of waste during maintenance and dismantling of accelerator facilities. In this study, the FLUKA code was used to simulate the proton treatment device nozzle and classify the radio-nuclides and total radioactivity generated by each component over a short period of time. The source term was evaluated using NIST reference beam data, and the neutron flux generated for each component was calculated using the evaluated beam data. Radioactive isotopes caused by generated neutrons were compared and evaluated using nuclide information from the International Radiation Protection Association and the Korea Radioisotope association. Most of the nuclides produced form of beta rays and electron capture, and short-lived nuclides dominated. However, In the case of ⁵⁴Mn, which is a radioactive product of iron, the effect of gamma rays should be considered. In the case of tritium generated from a material with a low atomic number, it is considered that handling care should be taken due to its long half-life.

• 방사선산업학회지
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• 제18권1호
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• pp.89-93
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• 2024

Accidents at nuclear facilities and nuclear power plants led to leaks of large amounts of radioactive substances. Of the various radioactive nuclides released, ¹³⁷Cs are radioactive substances generated during the fission of uranium. Therefore, due to the high fission yield (6.09%), strong gamma rays, and a relatively long half-life (30 years), a rapid and efficient removal method and a study of adsorbents are needed. Accordingly, an adsorbent was prepared using Prussian blue (PB), a material that selectively adsorbs radioactive cesium. As a result of evaluating the adsorption performance with the prepared adsorbent, it was confirmed that 82% of the removal efficiency was obtained, and most of the cesium was rapidly adsorbed within 10 to 15 minutes. The purpose of this study was to adsorb cesium using the Prussian blue alginate bead and to compare the change in detection efficiency according to the amount of adsorbent added for quantitative evaluation. However, in this case, it is difficult to determine the detection efficiency using a standard source with the same conditions as the measurement sample, so the efficiency change of the HPGe detector according to the different heights of Prussian blue was calculated through MCNP simulation using certified standard materials (1 L, Marinelli beaker) for radioactivity measurement. It is expected to derive a relational equation that can calculate detection efficiency through an efficiency curve according to the volume of Prussian blue, quantitatively evaluate the activity at the same time as the adsorption of radioactive nuclides in actual contaminated water and use it in the field of nuclear facility operation and dismantling in the future.

• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제33권4호
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• pp.129-135
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• 2022

Purpose: A full-energy-peak (FEP) efficiency correction is required through a Monte Carlo simulation for accurate radioactivity measurement, considering the geometrical characteristics of the detector and the sample. However, a relative deviation (RD) occurs between the measurement and calculation efficiencies when modeling using the data provided by the manufacturers due to the randomly generated dead layer. This study aims to optimize the structure of the detector by determining the dead layer thickness based on Monte Carlo simulation. Methods: The high-purity germanium (HPGe) detector used in this study was a coaxial p-type GC2518 model, and a certified reference material (CRM) was used to measure the FEP efficiency. Using the MC N-Particle Transport Code (MCNP) code, the FEP efficiency was calculated by increasing the thickness of the outer and inner dead layer in proportion to the thickness of the electrode. Results: As the thickness of the outer and inner dead layer increased by 0.1 mm and 0.1 ㎛, the efficiency difference decreased by 2.43% on average up to 1.0 mm and 1.0 ㎛ and increased by 1.86% thereafter. Therefore, the structure of the detector was optimized by determining 1.0 mm and 1.0 ㎛ as thickness of the dead layer. Conclusions: The effect of the dead layer on the FEP efficiency was evaluated, and an excellent agreement between the measured and calculated efficiencies was confirmed with RDs of less than 4%. It suggests that the optimized HPGe detector can be used to measure the accurate radioactivity using in dismantling and disposing medical linear accelerators.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.73-80
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• 2019

사이클로트론 가동 시 핵반응으로 인해 중성자가 발생되며, 발생된 중성자는 콘크리트벽에 흡수되어 방사화를 일으키게 된다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 종류에 따른 방사화 분석과 방사화 핵종이 미치는 영향에 대해 알아보고자 하였다. 실험은 몬테카를로 시뮬레이션 및 RESRAD 모델을 사용하였다. 실험 결과 콘크리트의 Fe 함유량이 높을수록 차폐율이 증가하였으며, Fe은 $^{56}Fe(n,\;2np)^{54}Mn$ 반응으로 인하여 종사자에게 미치는 영향 또한 같이 증가하였다. 하지만, 방사화로 생성된 핵종의 방사능은 매우 낮게 나타나 종사자들에게 미치는 영향은 매우 낮은 것으로 나타났다. 방사화된 콘크리트 해체 처분 시 방사능이 자체처분 한도 미만으로 일반폐기물로써 처리되어야 하며, $^{14}C$의 영향을 최소화하기 위해 매립이 아닌 도로 보수와 같은 표층에 재활용 되어야 할 것이다.