FDS (Fire Dynamics Simulator)는 화재안전공학 분야에서 가장 널리 사용되는 전산유체역학 소프트웨어로서 화재의 성장과 영향에 대한 다양한 평가에 응용될 수 있다. 본 연구에서는 화재시 발생하는 연소가스의 독성을 평가할 수 있는 유효복용분량 (Fractional Effective Dose, FED)와 유효부분농도 (Fractional Effective Concentration, FEC) 수준을 예측하기 위하여 FDS 시뮬레이션에서 얻어진 다양한 결과를 활용하였다. 그러나 FDS에서 기본적으로 제공하는 출력값으로는 이러한 값을 직접적으로 구할 수 없으므로, 피난 시뮬레이션에서 얻어진 결과를 결부시켜 별도의 계산과정을 통하여 FED와 FEC 수준을 계산하였다. 특히, 2013년 11월에 FDS의 버전이 업데이트된 바 있어 본 연구에서는 동일한 조건에 대하여 FDS의 구버전과 신버전을 비교하여 시뮬레이션 하였으며, 그 결과 FED, FEC값에 있어서 두 버전사이에 평균 약 10%의 차이가 발생함을 확인 할 수 있었다.
근래에 와서 치료방사선학 영역에서의 전산화가 급속히 이루어지고 있으나 그 전산화의 대부분은 치료계획용 계산에 치우쳐져 있고 환자정보관리, 퇴원환자의 추적검사, 환자관리사무에 있어서의 전산화에 필요한 프로그램 등 환자관리에 필요한 프로그램은 매우 적으며, 상업적으로 개발된 프로그램은 일반화하기에는 많은 문제점을 갖고 있다. 이에 저자들은 16비트 개인용 컴퓨터를 이용하여 환자 현황 관리 프로그램을 시험 제작하였다. 1. 환자정보의 입력은 특별한 부호나 숫자를 사용하지 많고 현재 우리가 사용하는 영어나 한글을 그대로 쓸 수 있었다. 2 환자정보의 분석은 간단한 명령이나 키 동작으로 이루어질 수 있으며 특히 환자 현황에 대한 도표를 즉시 묘출할 수 있었다. 3. 환자관리정보의 내용은 기존 프린터를 이용하여 쉽게 문서화할 수 있으며, 학술발표, 강의재료 및 교육자료로 사용할 수 있었다.
X-선 발생장치 시설에 대한 방사선 차폐해석은 두가지 측면에서 고려된다. 먼저 1차 방사선과 누설방사선에 의한 영향을 고려하여야 하며 본 연구에서는 NCRP-49 및 51에 제시된 방법을 사용하였다. 둘째, 시설의 미로 출입구에서는 산란방사선에 의한 영향이 보다 중요한데, 본연구에서는 이 영향을 평가하기 위하여 Albedo 개념을 근거로 한 단순한 방법이 제시되었고, 이를 토대로 계산된 결과를 컴퓨터 코-드(MORSE-CG)의 계산치 및 실측된 결과와 비교하였다. 본 연구에서 제시된 방법에 의한 결과는 미로출입구 안쪽의 경우에 대한 해석에서는 약간의 오차를 보이고 있으나 미로출입구 문바깥에서는 비교적 잘 일치한다. 여기서 출입문바깥의 경우에 대한 해석이 방사선방어 측면에서 보다 중요하다는 관점에서 볼 때 이 방법은 의료용 또는 산업용의 X-선 및 감마선시설의 차폐설계 및 해석에 응용될 수 있을 것이라고 판단된다.
Ulybkin, Alexander;Rybka, Alexander;Kovtun, Konstantin;Kutny, Vladimir;Voyevodin, Victor;Pudov, Alexey;Azhazha, Roman
Nuclear Engineering and Technology
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제51권8호
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pp.1964-1969
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2019
The safety and efficiency of nuclear reactors largely depend on the monitoring and control of nuclear radiation. Due to the unique nuclear-physical characteristics, Hf is one of the most promising materials for the manufacturing of the control rods and the emitters of neutron detectors. It is proposed to use the Compton neutron detector with the emitter made of Hf in the In-core Instrumentation System (ICIS) for monitoring the neutron field. The main advantages of such a detector in comparison the conventional β-emission sensors are the possibility of reaching of a higher cumulative radiation dose and the absence of signal delays. The response time of the detection is extremely important when a nuclear reactor is operating near its critical operational parameters. Taking Hf as an example, the general principles for calculating the chains of materials transformation under neutron irradiation are reported. The influence of 179m1Hf on the Hf composition changing dynamics and the process of transmutants' (Ta, W) generation were determined. The effect of these processes on the absorbing properties of Hf, which inevitably predetermine the lifetime of the detector and its ability to generate a signal, is estimated.
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.
Objectives: This study was performed to propose a domestic occupational exposure limit(OEL) following a health hazard assessment, calculation of a non-carcinogenicity reference concentration worker($RfC_{worker}$) value, and examination of international agencies' exposure limits. It also recommends legal management within the Occupational Safety and Health Act for HCFC-123, which caused an acute hepatotoxicity incident. Methods: An acute hepatotoxicity incident due to the fire extinguishing agent HCFC-123 was investigated. Toxicological hazard and health hazard classifications were examined and a non-carcinogenicity $RfC_{worker}$ value was calculated for HCFC-123. An OEL and the necessity of legal management were recommended as well. Results and Conclusions: An OEL for HCFC-123 of 10 ppm($62.5mg/m^3$), which considered the $RfC_{worker}$ value, 5.56 ppm, produced in dose-response assessment and the exposure level of 19.1-20.9 ppm measured as an eight-hour TWA(time-weighted average) in the incident place, is recommended. HCFC-123 is urged to be included as a chemical requiring legal management in the Occupational Safety and Health Regulations. In addition, it is recommended that a peak exposure of ACGIH be adopted in the Notice of the Ministry of Employment and Labor.
We established a model to calculate radioactive waste from sewage disposal tank of hospitals to optimize the number of patients receiving inpatient radioiodine therapy within the safety guideline in our country. According to this model and calculation of radioactivity concentration using the number of patients per week, the treatment dose of radioiodine, the capacity and the number of sewage tanks and the daily amount of water waste per patient, estimated concentration of radioactivity in sewage waste upon disposal from disposal tanks after longterm retention were within the safety guideline (30 Bq/L) in all the hospitals examined. In addition to the fact that we could increase the number of patients in two thirds of hospitals, we found that the daily amount of waste water was the most important variable to allow the increase of the number of patients within the safety margin of disposed radioactivity. We propose that saving the water amount be led to increase the number of patients and they allow two patients in an already furnished hospital inpatient room to meet the increasing need of inpatient radioiodine treatment for thyroid cancer.
자외선 살균소독기의 유효성을 검정하기 위하여 스테인리스스틸 컵 바닥에서 E. coli를 대상으로 살균력을 측정하고 살균패턴을 조사하였다. 스테인리스스틸 컵 바닥의 자외선 강도는 컵의 위치에 따라 큰 차이를 보였다. 중앙부에 놓인 컵의 바닥에서는 높은 자외선 강도를 보인 반면 외곽으로 갈수록 자외선 강도는 급격하게 약화되었으며, 이러한 편차는 상단 선반에서 가장 심하였고 중단 및 하단선반으로 갈수록 완화되었다. E. coli를 대상으로 한 스테인리스스틸 컵 바닥에서 살균효과는 컵 바닥의 자외선 강도와 살균시간에 비례하였다. 자외선에 의한 E. coli 살균패턴은 tailing을 수반하는 의사 1차반응으로 나타났으며 각 구간의 살균속도상수를 산출한 결과 초기 살균속도상수 ($K_{1}$)는 위치에 따라 큰 차이를 보인 반면 후기 살균속도상수($K_{2}$)는 위치에 따른 차이가 크지 않았다. 현장에서 자외선 살균소독기를 용이하게 사용할 수 있도록 일정 살균치를 얻는데 필요한 자외선 조사시간을 산출하는 방정식을 제시하였다.
Objective: This study was performed to propose a domestic occupational exposure limit(OEL) following a health hazard assessment, calculation of a non-carcinogenicity reference concentration worker($RfC_{worker}$) value, and examination of international agencies' exposure limits. It also recommends legal management within the Occupational Safety and Health Act for PHMG-Phosphate(CAS No. 89697-78-9), It is a humidifier disinfectant that generated many lung injuries. Methods: We have investigated the recommendation or guidelines of foreign OEL for PHMG-Phosphate and the actual state of legal management in Korea. To examine the procedures and methods for recommendation OEL. Toxicological hazard and health hazard classifications were examined and a non-carcinogenicity $RfC_{worker}$ value was calculated for PHMG-Phosphate. An OEL and the necessity of legal management were recommended as well. Results and Conclusions: The OEL for PHMG-Phosphate is recommended to be $0.01mg/m^3$. The recommended OEL is close to 10 times the RfCworker value of $0.000833mg/m^3$ calculated from the chemical dose-response hazard assessment, which is a 2017 study. The CMIT/MIT(3:1) mixture, which was a social issue as a humidifier disinfectant substance, was also exposed to the same ratio in March 2018, establish the OEL. It is recommended to establish OEL for PHMG-Phosphate to prevent worker health hazards and for chemical safety management.
Choi, Yoomi;Kim, Hyoungtaek;Kim, Min Chae;Yu, Hyungjoon;Lee, Hyunseok;Lee, Jeong Tae;Lee, Hanjin;Kim, Young-su;Kim, Han Sung;Lee, Jungil
Nuclear Engineering and Technology
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제54권7호
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pp.2599-2605
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2022
The Korea Retrospective Dosimetry network (KREDOS) performed an inter-laboratory comparison to confirm the harmonization and reliability of the results of retrospective dosimetry using mobile phone. The mobile phones were exposed to 192Ir while attached to the human phantoms in the field experiment, and the exposure doses read by each laboratory were compared. This paper describes the reference dosimetry performed to present the reference values for inter-comparison and to obtain additional information about the dose distribution. Reference dosimetry included both measurement using LiF:Mg,Cu,Si and calculation via MCNP simulation to allow a comparison of doses obtained with the two different methodologies. When irradiating the phones, LiF elements were attached to the phones and phantoms and irradiated at the same time. The comparison results for the front of the phantoms were in good agreement, with an average relative difference of about 10%, while an average of about 16% relative difference occurred for the back and side of the phantom. The differences were attributed to the different characteristics of the physical and simulated phantoms, such as anatomical structure and constituent materials. Nevertheless, there was about 4% of under-estimation compared to measurements in the overall linear fitting, indicating the calculations were well matched to the measurements.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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